СНУП-топливо
Сме́шанное нитридное ура́н-плуто́ниевое ядерное топливо (СНУП-топливо) — экспериментальный вид керамического типа ядерного топлива (ЯТ), в котором делящийся материал (смесь изотопов урана-235, урана-238 ,плутония-239 , плутония-240, плутония-241) содержится в виде мононитрида вместо диоксида урана.[1] СНУП-топливо считается более перспективным, чем МОКС-топливо, из-за большей теплопроводности, что может повысить эффективность работы реактора, увеличивая его топливную кампанию, за счёт испытания ТВЭЛов на глубину выгорания до 10 %.
Первым реактором работающим на СНУП-топливе в 2029 году должен стать также проектный БРЕСТ-ОД-300 в Северске, разработка которого ведётся с 1999 года. Испытания СНУП-топлива должны начаться в 2023 году на реакторе Белоярской АЭС БН-600.[2]
Химический состав облучённого СНУП-топлива
[править | править код]Деление ядер урана и плутония приводит к образованию большого числа изотопов порядка 40 химических элементов.
Преимущества
[править | править код]- 1. Высокая плотность (≈ 13 г/см³);
- 2. Высокая теплопроводность (в 10-15 раз большей, чем у оксидов);
- 3. Низкая температура;
- 4. Возможность квазиравновесного режима реактора;[3]
- 5. Меньший минимально возможный запас реактивности (на номинальной мощности в зависимости от конструкции активной зоны).[3]
Недостатки
[править | править код]- 1. Наработка долгоживущего изотопа углерода-14 при использовании для изготовления топлива самого распространённого изотопа азот-14. Во избежание этого приходится использовать более редкий изотоп азот-15.
Примечания
[править | править код]- ↑ Ольга Ганжур (2020-11-25). "Почему нитрид лучше оксида для быстрых реакторов". Страна РосАтом. Архивировано 16 сентября 2021. Дата обращения: 16 июля 2023.
- ↑ А. Хасанова (2022-12-13). "РОСАТОМ ИСПЫТАЕТ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРА БУДУЩЕГО НА БЕЛОЯРСКОЙ АЭС". Neftegaz.ru. Архивировано 16 июля 2023. Дата обращения: 16 июля 2023.
- ↑ 1 2 проф. И. Н. Бекман, Е. О. Адамов, Р. В. Аратунян, Л. А. Большов, Д. В. Бондаренко, В. В. Бушуев, А. В. Гулевич, К. Н. Двоеглазов, А. В. Джалавян, Л. М. Забудько, Ю. П. Зайков, В. К. Иванов, А. А. Каширский, В. А. Кащеев, Д. А. Клинов, В. В. Лемехов, М. В. Леонтьева-Смирнова, А. В. Лопаткин, Н. А. Мосупова, В. А. Мохов, Ю. С. Мочалов, Е. В. Муравьёв, А. И. Орлов, В. В. Орлов, О. О. Патракин, В. А. Першуков, А. В. Петренко, А. О. Пименов, В. И. Рачков, М. В. Скупов, В. П. Смирнов, В. Е. Сытников, Д. А. Толстоухов, А. Ю. Федорковский, Ю. С. Хомяков, А. Ю. Шадрин, Ю. Е. Швецов, С. Ф. Шепелев. Белая книга ядерной энергетики. Замкнутый ЯТЦ с быстрыми реакторами. Книга. АО «НИКИЭТ». Дата обращения: 2020. Архивировано 18 июля 2023 года.
 | Эта статья слишком короткая. |