СНУП - топливо

Высокоплотное уран-плутониевое нитридное топливо (СНУП-топливо) - перспективный вид ядерного топлива (ЯТ) нового поколения, разрабатываемый для реакторов на быстрых нейтронах.

Основные компоненты: смесь изотопов урана-235, урана-238, плутония-239, плутония-240, плутония-241, Азот (N), примеси (в минимальном количестве).

Фазовый состав: нитрид урана (UN), нитрид плутония (PuN), смешанные нитриды. Делящийся материал содержится в виде мононитрида (соединения азота) вместо оксида ( диоксида урана).

Преимущества: высокая плотность (до 15 г/см³), низкая теплопроводность, высокая термическая стабильность, устойчивость к радиационному распуханию, возможность переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), низкая газопроницаемость, минимальное образование газообразных продуктов деления, высокая коррозионная стойкость.

Технологический процесс производства:

• подготовка исходных компонентов, перевод из оксидов в нитриды;
• смешивание порошков;
• прессование;
• спекание при высоких температурах;
• финальная обработка.

Процесс конверсии оксидов делящихся материалов в нитриды характеризуется увеличением продолжительности технологического цикла примерно в 2 раза по сравнению с традиционными методами производства оксидного ЯТ.

Порошки нитридного топлива подвержены окислению, что обуславливает необходимость применения оборудования, обеспечивающего инертную атмосферу, для предотвращения нежелательных химических реакций в процессе их производства.

Исходные материалы имеют высокую радиоактивность. Чтобы работать с опасными радиоактивными материалами безопасно, нужно использовать специальные машины и компьютеры. Это поможет снизить риск ошибки, которые могут допустить люди, и снизят риск загрязнения радиацией.

СНУП-топливо будет использоваться в 1^м инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, который строится в г. Северске в рамках отраслевого проекта Прорыв. В рамках Прорыва строится реактор на быстрых нейтронах БН-1200 - реактор большой мощности 1200 МВт.

Технические характеристики СНУП - топлива:

• глубина выгорания до 100 МВт·сут/кг;
• длительность использования до 5 лет;
• температура эксплуатации до 1200°C;
• коэффициент воспроизводства более 1.

Коэффициент воспроизводства - параметр ядерного топливного цикла, характеризующий соотношение между процессами образования и выгорания ЯТ в реакторе. Коэффициент показывает, сколько нового делящегося материала образуется в реакторе на месте каждого выгоревшего ядра. В реакторах на быстрых нейтронах на 100 разделившихся ядер топлива образуется примерно до 140 новых ядер, способных к делению.
По значению коэффициента воспроизводства реакторы делятся на:

• реакторы-конверторы - коэффициент воспроизводства < 1;
• реакторы-размножители - коэффициент воспроизводства > 1.

СНУП - топливо - это эффективное ЯТ для будущих поколений ядерных реакторов, которое позволит замкнуть ядерный топливный цикл. Его внедрение позволит повысить эффективность использования ядерного топлива и снизить объемы радиоактивных отходов (РАО).
В сентябре 2025 года Топливный дивизион Росатома впервые изготовил тепловыделяющую сбору(ТВС) ОС-5 на основе СНУП - топлива с жидкометаллическим подслоем.

Другим видом ЯТ для реакторов на быстрых нейтронах является смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо.