В Росатоме разработали оборудование для производства ценного изотопа азот-15

Его внедрение поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации топлива, сообщили в пресс-службе АО "ТВЭЛ"

МОСКВА, 31 января. /ТАСС/. Ученые Росатома разработали оборудование для производства ценного изотопа азот-15. Как сообщает пресс-служба АО "ТВЭЛ" (топливный дивизион Росатома), применение этого изотопа позволит повысить эффективность ядерного топлива для "быстрых" реакторов.

"Специалисты московского Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (АО "ВНИИНМ", входит в ТВЭЛ) создали укрупненный лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах", - говорится в сообщении. Освоение технологии разделения изотопа в тоннажных количествах позволит организовать в топливном дивизионе Росатома промышленное производство изотопа азот-15, который представляет большую ценность для развития инновационных решений в ядерном топливном цикле.

Изотоп азот-15 - перспективный компонент для высокоплотного уран-плутониевого нитридного топлива (СНУП-топлива). Такое топливо предполагается использовать в реакторах на быстрых нейтронах и прежде всего - в инновационной реакторной установке четвертого поколения БРЕСТ-ОД-300, которая строится на Сибирском химическом комбинате Росатома в Северске Томской области в рамках проекта "Прорыв". По оценкам ученых Росатома, СНУП-топливо, где вместо природного азота будет использован азот-15, будет обладать преимуществами. Его внедрение в конечном итоге поможет снизить наработку радиоактивных изотопов в активной зоне реактора, а также повысить эффективность эксплуатации топлива, подчеркивается в сообщении пресс-службы.

Проект "Прорыв", реализуемый госкорпорацией "Росатом", нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах - способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, "быстрые" реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также "дожигать" (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом - плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе - около 0,7%). Внедрение таких технологий очень сильно повысит эффективность использования природного урана, при этом его доля в мировых запасах энергетических ресурсов составляет около 86% (уголь - 8%, нефть - 3%, газ - 3%).