3.2.1.8 Производство стержней управления и защиты с повышенными эксплуатационными характеристиками для действующих и инновационных ядерных реакторов IV-го поколения

В 2012 году завершен совместный проект «Производство стержней управления и защиты с повышенными эксплуатационными характеристиками для действующих и инновационных ядерных реакторов IV поколения», работы по которому выполнялись

ОАО «ГНЦ НИИАР» и ФГБОУ ВПО «Ульяновский государственный университет» в рамках реализации постановления Правительства Российской Федерации от 09.04.2010 г. № 218 «О мерах государственной поддержки развития кооперации российских высших учебных заведений и организаций, реализующих комплексные проекты по созданию высокотехнологичного производства». Основной целью данного проекта являлось повышение на- дёжности, безопасности, ресурса и технико-экономических характеристик стержней управления и защиты энергетических, транспортных и исследовательских ядерных реакторов, их конкурентоспособности на мировом рынке.

Высокая конкурентоспособность органов управления СУЗ обеспечивается путём существенного повышения ресурсных характеристик стержней управления и защиты, повышения их надёжности и безопасности эксплуатации, снижения количества радиоактивных отходов по окончании эксплуатации стержней регулирования. В ходе реализации проекта в ОАО «ГНЦ НИИАР» отработаны технологии и модернизирован технологический участок изготовления стержней СУЗ для действующих отечественных ядерных реакторов на быстрых нейтронах БН-600 и БОР-60, строящегося реактора БН-800, проектируемых реакторов: БН-1200, СВБР-100, БРЕСТ-300, МБИР – и реакторов на тепловых нейтронах, включая ВВЭР-1000, в том числе и размещённых за пределами Российской Федерации, а также плавучих АЭС и исследовательских ядерных реакторов. Применение новых поглощающих материалов и конструкций стержней регулирования обеспечивает:

  • повышение за счёт высоких нейтронно-физических характеристик надёжности и безопасности эксплуатации стержней управления и защиты и реакторных установок нового поколения в целом;
  • повышение срока эксплуатации (до 25–30 лет) стержней управления и защиты и, следовательно, снижение объёма радиоактивных отходов после утилизации этих стержней, а также уменьшение размеров и объёма бассейнов выдержки для отработавших органов регулирования;
  • снижение материалоёмкости (на 25–50 %) при использовании высокообогащённого дорогостоящего карбида бора в замкнутом цикле;
  • повышение энергоэффективности в случае использования гафната диспрозия и гидрида гафния в качестве поглотителя (особенно через 10–15 лет после начала эксплуатации атомных электростанций IV–V поколения).