Верхняя строчка - и есть та ТВС, которая успешно была облучена в реакторе до 6% выгорания, потом "отлежалась" (ВРХ) и прошла послереакторные испытания (ПРИ).

Вчера появилась новость (http://agnc.ru/news/7083)

Главный технолог проекта «Прорыв» Владимир Троянов сообщил о результатах послереакторных исследований первой комбинированной экспериментальной тепловыделяющей сборки (КЭТВС-1) со смешанным нитридным топливом.

Первые послереакторные исследования, проведенные в Государственном научном центре — НИИ атомных реакторов (ГНЦ-НИИАР), с точки зрения ученых дали феноменальные результаты.

«Не обнаружены нарушения в целостности топливного столба, очень порадовала низкая деформация оболочек», — сообщил Владимир Троянов.

Совокупность полученных экспериментальных данных показывает, что состояние твэлов с нитридным топливом удовлетворительное и их ресурс далеко не исчерпан.

Три года назад ГНЦ-НИИАР изготовил комбинированную экспериментальную ТВС, в состав которой вошли четыре экспериментальных твэла с нитридным топливом производства АО «ВНИИНМ им. академика А.А.Бочвара». Сборка была загружена в реактор БН-600 на Белоярской АЭС. После того, как она отработала заданный ресурс, ее извлекли из реактора и на полгода поместили во внутриреакторное хранилище для снижения тепловыделения до допустимого уровня. Затем эта экспериментальная ТВС была возвращена в НИИАР для проведения послереакторных исследований. Первый цикл исследований был завершен в конце октября 2015 года. В целом, программа всех послереакторных исследований первой экспериментальной тепловыделяющей сборки со смешанным нитридным топливом рассчитана до середины 2016 года. Она предусматривает различные, в том числе разрушающие исследования.

В настоящий момент шесть полностью изготовленных в АО «СХК» экспериментальных тепловыделяющих сборок со смешанным нитридным топливом находятся на испытании в реакторе БН-600. Кроме того, специалисты СХК приняли участие в изготовлении четырех комбинированных экспериментальных сборок.

Полученные результаты исследований лягут в основу лицензирования обоснования работоспособности нитридного топлива в быстрых реакторах. Результаты работ будут использованы при реализации проекта создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и пристанционных модулей по производству плотного топлива и переработке облученного плотного топлива на площадке АО «СХК».

------------------------------------------------------

Далее комментарий ув. инженера-электронщика tnenergy, зачем все это нужно:

Для начала надо напомнить, что одно из ключевых слов здесь — «нитридное»: вместо стандартного диоксида урана UO2 тут планируется использовать нидрид урана UN и плутония PuN. Оксиды известны вдоль и поперек, наработав миллионы ТВС-лет в реакторе. Нитриды известны гораздо хуже, причем со всех сторон — как сделать порошок нитрида, топливную таблетку, как она ведет себя в реакторе, как взаимодействует с конструкционными материалами и теплоносителем и т. п. Почему они используются в «Прорыве»? Нитриды урана-плутония имеют большую плотность, а значит бОльшее удельное содержание делящихся материалов в активной зоне, меньше потери нейтронов и больший коэффициент воспроизводства плутония. С помощью нитридов Кв >1 можно получить для зоны без воспроизводящих экранов, что заметно упрощает эксплуатацию. Злые языки говорят кроме того, что нитриды выбраны потому, что оксиды всплывают в свинцовом теплоносителе, что не айс при разрушении твэла :)

Подробности далее: tnenergy.livejournal.com/28558.html

Смотрите также: