СНУП-топливо

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 диоксида урана.^[1] 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.^[2]

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;^[3]

5. Меньший минимально возможный запас реактивности (на номинальной мощности в зависимости от конструкции активной зоны).^[3]

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.

Примечания

1. Ольга Ганжур (2020-11-25). "Почему нитрид лучше оксида для быстрых реакторов". Страна РосАтом. Архивировано 16 сентября 2021. Дата обращения: 16 июля 2023.
2. А. Хасанова (2022-12-13). "РОСАТОМ ИСПЫТАЕТ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРА БУДУЩЕГО НА БЕЛОЯРСКОЙ АЭС". Neftegaz.ru. Архивировано 16 июля 2023. Дата обращения: 16 июля 2023.
3. проф. И. Н. Бекман, Е. О. Адамов, Р. В. Аратунян, Л. А. Большов, Д. В. Бондаренко, В. В. Бушуев, А. В. Гулевич, К. Н. Двоеглазов, А. В. Джалавян, Л. М. Забудько, Ю. П. Зайков, В. К. Иванов, А. А. Каширский, В. А. Кащеев, Д. А. Клинов, В. В. Лемехов, М. В. Леонтьева-Смирнова, А. В. Лопаткин, Н. А. Мосупова, В. А. Мохов, Ю. С. Мочалов, Е. В. Муравьёв, А. И. Орлов, В. В. Орлов, О. О. Патракин, В. А. Першуков, А. В. Петренко, А. О. Пименов, В. И. Рачков, М. В. Скупов, В. П. Смирнов, В. Е. Сытников, Д. А. Толстоухов, А. Ю. Федорковский, Ю. С. Хомяков, А. Ю. Шадрин, Ю. Е. Швецов, С. Ф. Шепелев. Белая книга ядерной энергетики. Замкнутый ЯТЦ с быстрыми реакторами  (рус.). Книга. АО «НИКИЭТ». Дата обращения: 2020. Архивировано 18 июля 2023 года.