Ученые создали модель безопасной работы ядерных реакторов будущего

МОСКВА, 11 ноя — РИА Новости. Российские ученые создали математическую модель безопасной работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, перспективных с точки развития атомной энергетики, сообщили РИА Новости в пресс-службе Московского физико-технического института (МФТИ). В отличие от реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, и в которых в качестве теплоносителя используется вода, для реакторов на быстрых нейтронах необходимы альтернативные виды теплоносителей, в отличие от воды не замедляющих нейтроны. Один из возможных вариантов — тяжелый жидкометаллический расплав свинец-висмут. Но использование этого теплоносителя осложняется тем, что он агрессивно взаимодействует со стальными элементами реактора — растворяет их при возникновении прямого контакта. Для защиты металлических элементов от такого пагубного влияния теплоносителя в него добавляется небольшое количество кислорода, который создает на поверхности стали защитную пленку. Но если оксидная пленка будет слишком толстой, то это может привести к перегреву активной зоны — «сердца» реактора, где протекает самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция. Технология обращения с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ) является важнейшей составляющей для обеспечения надежной, безаварийной и безопасной работы реакторов с ТЖМТ. «Разработанная модель в рамках совместного проекта МФТИ и Объединенного института высоких температур РАН позволила нам последовательно и согласованно объяснить коррозионные эксперименты, в которых наблюдалось частичное либо полное растворение внешнего слоя оксидной пленки, причём без привлечения дополнительных явлений, таких, как эрозионное утонение оксидного слоя в потоке теплоносителя. Этот результат позволяет сделать еще один шаг в сторону устранения пробелов в понимании процессов в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе», – рассказал начальник группы отдела разработки блока реакторной установки большой мощности предприятия госкорпорации «Росатом» АО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля» (НИКИЭТ), научный сотрудник МФТИ и ОИВТ РАН Владислав Николаев. Теоретическая модель вариантов безопасной эксплуатации реактора на быстрых нейтронах позволит существенно ускорить и удешевить процесс экспериментальных исследований конструкций перед их запуском. Как правило, на это требуется сотни тысяч часов и тесты на масштабных коррозионных стендах, отметил научный сотрудник лаборатории суперкомпьютерных методов в физике конденсированного состояния МФТИ, научный сотрудник ОИВТ РАН Даниил Колотинский. «По сравнению с мировыми аналогами, разработанная нами модель не требует предварительной оптимизации по данным коррозионных экспериментов. Напротив, на основании известных термодинамических данных и данных о коэффициентах массопереноса в теплоносителе она позволяет предсказывать, что будет происходить с внешним слоем оксидной пленки в конкретных условиях коррозионных испытаний», – сказал Колотинский. В ближайших планах исследователей – обобщить модель на случай неоднородных оксидных пленок и локальных видов коррозионных процессов. Этот шаг позволит существенно расширить границы применимости модели и еще сильнее приблизить их к диапазону реальных условий эксплуатации конструкционных материалов в реакторных установках на быстрых нейтронах, отметили в МФТИ. В рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв» «Росатом» строит на площадке своего «Сибирского химического комбината» в Северске Томской области опытно-демонстрационный энергетический комплекс IV поколения на основе инновационной реакторной установки на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 мощностью 300 МВт. В состав ОДЭК войдет замыкающий ядерный топливный цикл пристанционный завод, который включает в себя модуль переработки облученного ядерного топлива реактора БРЕСТ и модуль по производству такого топлива. Проект «Прорыв» направлен на создание новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах. Реализация проекта должна обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике. ОДЭК впервые в мире продемонстрирует устойчивую работу полного пристанционного комплекса объектов, обеспечивающих ЗЯТЦ, воплощая в себе новое качество атомной генерации будущего — беспрецедентно безопасной, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной.