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《俄罗斯开发出新型快堆燃料组件，可提升快中子反应堆运行效率与安全性》

  • 来源专题：先进材料
  • 编译者： 李丹
  • 发布时间：2025-10-09

  • 转自全球技术地图

    据小堆观察9月25日消息，俄罗斯原子能公司（Rosatom）的燃料部门开发出独创的OS-5氮化物燃料组件。该组件采用混合氮化铀钚核燃料并具有液态金属衬层，采用液态金属衬层将改善第四代快中子反应堆氮化物燃料元件的性能，预计在保持冷却剂参数不变的情况下，此类燃料的工作温度将降低，铀-钚芯块的膨胀率将减小，从而避免对燃料元件包壳造成可能导致密封失效的压力。

  • 原文来源：https://mp.weixin.qq.com/s/DrAHEtttWyqeHFBqXvuWhQ
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  • 《俄罗斯开发用于存放 VVER 型动力反应堆乏核燃料的容器》
    • 来源专题：能源情报网监测服务平台
    • 编译者：郭楷模
    • 发布时间：2024-09-20
    • 2016 年，乏核燃料 (SNF) 容器开发领域的两位领先研究人员Fromzel V.N.和Shleifer V.A. 在"二十一原子战略"杂志中发表文章"核工业被容器放慢速度"，详细讨论了俄罗斯使用动力反应堆乏燃料两用集装箱的困难局面以及摆脱这种局面的可能出路。此时，Rosatom国营公司已经决定在国家单一企业“采矿和化学联合企业”集中长期储存设施的基础上，通过VVER-1000和RBMK-1000反应堆机组组织储存俄罗斯核电站的乏燃料。指定综合体的调试，加上决定延长 VVER-1000 反应堆“湿”乏核燃料集中存储设施的运行，它为俄罗斯核电厂提供了集中乏核燃料存储系统，直到 2045 年。RT-1 工厂的现代化使得回收俄罗斯和外国核电厂的VVER-440乏燃料组件以及VVER-1000的乏燃料组件(自2017年起)成为可能。Fromzel V.N.和Shleifer V.A.所述事态的主要原因是国内对VVER反应堆SFAS的两用(运输和储存)容器缺乏需求。 随着俄罗斯国家原子能公司在国外启动采用VVER-1200/1300反应堆的大型新核电站建设以及俄罗斯和白俄罗斯此类核电站开始运行，情况发生了巨大变化。如果俄罗斯列宁格勒核电站-2和新沃罗涅日核电站-2以及白俄罗斯核电站首先需要一个运输集装箱，那么对于没有直接铁路连接和/或专注于长期运输的外国核电站-乏燃料的现场储存，对两用运输包装装置(TUK)的要求成为核电站建设项目的一个组成部分。 早在 2011 年，“库尔恰托夫研究所”研究中心就制定了 VVER-TOI 核电站双用途燃料包的要求。这些要求归结为保持 TUK-13 的尺寸(由于动力装置元件的建筑结构造成的限制)，同时将乏燃料组件的容量增加到 18 个，并提高乏燃料组件的燃耗特性(最多高达 70 MW day/kgU)和余热释放(每个乏燃料组件高达 2.2 kW)。这已经成为国内设计机构面临的严峻挑战。到2018年初，共有三种TUK设计已达到原型阶段：TUK-141O(由JSC“核容器工程中心”、JSC"ITSAK" 开发)、TUK-137D(由俄罗斯联邦核中心–全俄实验物理科学研究所开发)，TUK-151(由伊佐尔斯基工厂开发)。请注意，所有这些作为两用包开发的 TUK 实际上都是运输包，因为没有相应的安全理由来评估在容器储存点的外部影响下储存乏燃料组件的行为。 2013年至2018年期间。生产了一台 TUK-141O(用于VVER-1000反应堆燃料组件)和两台 TUK-140(用于VVER-440反应堆乏燃料组件)。所有容器均采用德国球墨铸铁(球墨铸铁)改性高强度铸铁坯体制造。在俄罗斯，可拆卸部件(箱)已制造完毕，包装和总装也已完成。俄罗斯没有进行深钻和中子防护供应作业。确实，他们能够在 Energotex JSC 企业对 TUK-140 外壳进行“精加工”机械加工，并在球墨铸铁外壳上涂上内部防腐涂层。有趣的是，这些运输型TUK实际上是根据德国的经验设计的，而在世界范围内，TUK的演变却是相反的——两用型TUK是由运输型TUK创建的。将 TUK 升级为双用途设计的任务是通过增加容量和优化(降低成本)设计来解决的。最明显的设计决策是使用氦气作为冷却剂(同时增加容量)和针对大批量生产进行优化的铸造体。这些解决方案尚未在俄罗斯一次性、小规模的运输 TUK 供应任务中扎根。国内工业在没有内部批量订单的情况下，无法解决组织生产TUK-141O/Castor 1000型铸造容器体的问题(铸造球墨铸铁体所需的液态金属质量约为140吨)，当时没有重大的投资成本，而且投资没有意义，因为预计不会有连续订单。我不得不走另一条路。 自2013年起，在技术规范制定和包装安全审查方面拥有丰富经验的行业企业——FSUE RFNC-VNIIEF，承担起了主动开发两用技术规范包的艰巨任务。与此同时，主要目标之一是组织完全独立于进口的生产。该开发产品被称为“TUK 137 系列”;外壳结构由 12Х18Н10Т 和 09Г2С 钢制成。我们稍后会向您详细介绍所取得的成果以及未来的计划。请注意，这种开发确实有一个重要的优势-设计可以说是针对小规模生产进行了优化。 目前，两家俄罗斯企业(JSC Energotex和JSC Ruspolimet)已经掌握了TUK 137系列的生产。 另一项有趣的创新开发是 TUK-151，其主体由 09Н2МФБА-А钢制成。成套设计的证书许可规定了非常先进的特性(总热量释放高达 36 kW，燃耗高达 70 MW day/tU，容量为 18 个 VVER-1000/1200 乏燃料组件)。然而，TUK-151没有通过任何测试，双重用途(以及其他国内发展)由开发商宣布，但没有根据NP-039-22关于包装设计(OBKU)安全性的报告确认。TUK-151 的文件和反应堆系统的要求尚未与 JSC Atomenergoproekt(莫斯科、圣彼得堡、下诺夫哥罗德)的设计机构达成一致。将这种容器引入核电站设计文件的问题尚未解决。根据我们的经验，这是一项比为 TUK 本身开发技术项目更加耗费人力的任务。 几乎所有配备 VVER 反应堆的新核电站的客户都在考虑在厂址长期储存乏燃料的可能性。如果Rosatom国营公司不及时开发出有竞争力的乏燃料长期储存系统解决方案来支持新的建设项目，那么运营组织很可能会购买外国解决方案并就进口乏燃料进行后处理进行谈判，以及确保俄罗斯乏燃料后处理厂与外国TUK的技术对接将非常困难 。俄罗斯国家原子能公司的管理层完全理解这项任务的重要性。重要的是，该项目是Techsnabexport JSC为外国客户推广的“平衡核燃料循环”产品线投资的一部分，旨在最充分地满足外国客户对乏燃料处理解决方案的需求。商业核电站，以及俄罗斯核燃料循环企业在两部分核能系统中的基础设施的优化开发和装载。“平衡乏核燃料”是国外核电站乏燃料管理的新一代概念，包括乏燃料后处理和高放废物分馏和短寿命Cs-Sr馏分的释放，需要埋藏在深层地质构造中。在这种情况下，无论客户所在国家/地区采用的乏核燃料管理初始概念如何，都需要长期存储乏核燃料或高放废物。
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  • 《俄罗斯国家原子能公司开发快速反应堆燃料，启动热化学处理研究:铀和燃料的招标》
    • 来源专题：可再生能源
    • 编译者：pengh
    • 发布时间：2021-03-05
    • Bochvar研究所已经为布列斯特- od -300快中子反应堆开发了一种基于氮化铀钚燃料(MNUP-fuel)的燃料棒设计。与此同时，俄罗斯国家原子能公司的核燃料部门正在为燃烬程度更高的BREST-OD-300开发第二代燃料棒，当MNUP制造转入再制造阶段时，将使用该燃料棒。这意味着辐照和再处理后的第一批辐照燃料将用于新燃料的制造。与此同时，俄罗斯国家原子能公司已经启动了一项研究快中子反应堆使用过的核燃料热化学处理的招标。 所有这些活动都是俄罗斯国家原子能公司“突破”项目的一部分，该项目的最终目标是演示如何关闭核燃料循环。该项目还包括在俄罗斯托木斯克地区Seversk的西伯利亚化学联合收集站(SCC)建设一个能源示范综合体(PDEC)。 Bochvar研究所是俄罗斯国家原子能公司核燃料制造子公司TVEL的一个研究机构，该公司今天表示，作为PDEC的一部分，mnu -fuel项目将应用于氮化燃料的商业制造。SCC是TVEL的另一家子公司。 Bochvar研究所副所长Mikhail Skupov在TVEL的声明中表示:“自2014年以来，别罗亚尔斯克核电站BN-600反应堆的试验性燃料组件已经受到了氮化燃料的辐射。”“尽管经过充分验证的BREST初始负载燃料耗尽率为6%，但在测试过程中，我们已经达到了9%的水平。这些结果为燃料棒疲劳寿命试验提供了依据。 TVEL负责研发和质量的副总裁亚历山大·乌格鲁莫夫(Alexander Ugryumov)补充说，与布雷斯特反应堆氮化物燃料相关的研究结果将显著加速下一代bn -1200亿快堆氮化物堆芯版本的燃料开发。他说:“2022年，带有bn -1200型燃料棒的实验燃料组件计划装载到BN-600中，进行耐久性测试。” SCC正在建造mup -fuel制造/再制造模块，作为PDEC的一部分。2月10日，俄罗斯监管机构Rostechnadzor颁发了建造布雷斯特- od -300反应堆的许可证，Rosatom称这是世界上第一个拥有铅冷却快中子反应堆的动力单元。 另外，作为Proryv项目的一部分，俄罗斯国家原子能公司已经启动了一项研究快中子反应堆乏燃料热化学处理的招标。招标公告称，Rosatom为这项工作提供了3.01亿卢布(470万美元)的合同。投标必须在3月17日之前提交。 这项工作将涉及对用过核燃料热化学处理的主要工艺进行实验测试。作为Proryv项目一部分开发的若干处理实验核燃料废料的技术——mnup燃料——将被使用。
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