Томские ученые принимают участие в создании безопасного ядерного топливного цикла

Ученые Томского политехнического университета принимают участие в создании безопасного ядерного топливного цикла - они моделируют процессы замкнутого топливного цикла в реакторах на быстрых нейтронах. Делается это с помощью математических кодов. Работы проводятся в рамках проекта «Росатома» под названием «Прорыв».

Доцент кафедры электроники и автоматики физических установок ТПУ, ответственный исполнитель работ Алексей Горюнов рассказал, что ученые разрабатывают коды нового поколения, чтобы решить задачи моделирования для оборудования, занятого в переработке отработанного ядерного топлива, фабрикация ядерного топлива и изготовление тепловыделяющих сборок. С помощью программного обеспечения, разработанного томичами, проведут исследования по оптимизации и диагностике переделов топливных циклов для будущей ядерной энергетики.

Сейчас у энергетических реакторов топливный цикл разомкнут, поэтому отработанное топливо надо хранить в сложных дорогостоящих хранилищах. В новых реакторах цикл будет замкнутым, то есть, отработанное топливо можно будет перерабатывать и снова использовать в реакторе.

Политехники присоединились к проекту «Прорыв» в этом году, а черех три года должны закончить свои разработки. Ученые ТПУ выполняют работу совместно с предприятием «Росатома» ОАО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара». Созданы уже прообразы кодов технологических процессов. Их продемонстрируют следующей осенью на примере аффинажного стенда ОАО «СХК», который содержит часть пристанционного топливного цикла.

Проект «Прорыв» реализуется на СХК с 2011 года. Его задача – создать новейшее топливо, на котором атомная энергетика будет работать после 2020 года. В рамках проекта в Северске планируется создать опытно-демонстрационный энергокомплекс в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» с пристанционным ядерным топливным циклом. Кроме того, предполагается наладить производство уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах.