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 оксида. 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.
Химический состав облучённого СНУП-топлива Деление ядер урана и плутония приводит к образованию большого числа изотопов порядка 40 химических элементов.
Преимущества 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; 5. Меньший минимально возможный запас реактивности (на номинальной мощности в зависимости от конструкции активной зоны).
Недостатки 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.
Разработка технологии производства азота-15 В марте 2026 года в Топливном дивизионе Росатома — АО «ТВЭЛ» сообщили о разработке промышленного метода получения изотопа азота-15, необходимого для производства СНУП-топлива.
В рамках научно-исследовательского проекта во ВНИИНМ имени А. А. Бочвара в Москве был создан укрупнённый лабораторный стенд для исследования разделения изотопов азота в двухфазных газожидкостных системах; также были оптимизированы технологические режимы и наработана первая партия продукции.
По данным разработчиков, азот-15 практически не поглощает нейтроны; его применение должно снизить наработку долгоживущего радиоактивного углерода-14, а также уменьшить объём топливной загрузки активной зоны реактора, поскольку при меньшем поглощении нейтронов требуется меньше делящегося материала для поддержания цепной реакции.
Освоение технологии в тоннажных количествах, как ожидается, позволит организовать промышленное производство азота-15 для замкнутого ядерного топливного цикла. Первой установкой, рассчитанной на полную загрузку СНУП-топливом, называется реактор IV поколения БРЕСТ-ОД-300, строящийся на Сибирском химическом комбинате в Северске Томской области в рамках проекта «Прорыв».
Примечания
Категория:Ядерное топливо Категория:Ядерная химическая технология