Участь членів ГО “УкрЯТ” у Міжнародній конференції з ядерного палива

Члени ГО «УкрЯТ» Зуйок Валерій, Трет’яков Михайло та Мазурок Олександр взяли участь у міжнародній конференції «1st International Conference on LWR Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», яка проводилася 14-19 вересня 2025, м. Несебр, Болгарія. Конференцію організував Інститут ядерних досліджень та ядерної енергетики Болгарської академії наук (INRNE-BAS) за підтримки Framatome, Westinghouse, Studsvik та АЕС «Козлодуй». Попри те, що в назві конференції зазначено, що вона «перша», вона є продовженням традиції тринадцяти попередніх конференцій з палива ВВЕР, що проводились раніше (1994-2019 рр.) за підтримки інших компаній.

Конференція надала майданчик для обміну знаннями про характеристики та моделювання палива, поєднуючи академічні дослідження наукових установ, промисловість та досвід експлуатації. Науковці, експерти АЕС, проєктувальники реакторів, представники регулюючих органів та постачальники обговорили останні досягнення в галузі паливних технологій для легководних реакторів (LWR), якими є ВВЕР, що експлуатуються в Україні. Програма конференції містила декілька секцій, основними з яких були:

• Характеристики палива та досвід експлуатації.
• Поліпшення конструкції та експлуатації палива.
• Моделювання палива та експериментальне забезпечення.
• Безпека палива та контроль якості.
• Ефективність та управління відпрацьованим паливом.

На конференції було представлено біля 50 доповідей, тези яких опубліковано в Book of Abstracts. Програма конференції передбачала час на детальне обговорення кожної представленої доповіді та обмін думками з представленої тематики з фахівцями атомної галузі з різних країн. Загалом Україна була представлена потужною командою фахівців експлуатуючої організації «НАЕК «Енергоатом» (Бізюк Павло, Глушенков Роман), Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут» (Зуйок Валерій, Трет’яков Михайло), та приватної компанії ТОВ «Енергобезпека Груп», що входить в групу компаній Energy Safety Group (Мазурок Олександр).

У співавторстві фахівців членів ГО «УкрЯТ» на конференції представлено три доповіді. У доповіді «Approaches to Supply Ukrainian NPPs with Core Components» презентували унікальний досвід з диверсифікації основних елементів активної зони ВВЕР (ВВЕР-1000, ВВЕР-440). У доповіді представлено основні аспекти обґрунтування безпечної експлуатації при продовженні ресурсу ПС СУЗ (ВВЕР-1000), що вже експлуатуються, а також, обґрунтуванні ПС СУЗ, надставки АРК (ВВЕР-440) і касети-екрана (ВВЕР-440) вітчизняного виробництва. При обговоренні учасники конференції прийшли згоди, що, за наукової підтримки приватних і наукових установ України (особливо НТК ЯПЦ ННЦ ХФТІ), АТ «НАЕК «Енергоатом» вчасно проводить роботи зі своєчасного забезпечення власних потреб елементами активної зони альтернативної конструкції, такими як ПС СУЗ, надставка касети АРК та касета-екран. Розробка цих елементів проводиться з метою заміни відповідних складових активної зони, які раніше постачались виключно з РФ. Цей досвід диверсифікації і технології можуть бути застосовані в країнах Європи, які експлуатують реактори ВВЕР та залежать від російських постачальників.

Під час доповіді «Development of Neutron-Absorbing Materials and RCCA with Increased Performance for VVER-1000 Reactor» фахівці НТК ЯПЦ ознайомили учасників конференції з результатами, що свідчать про високий рівень досліджень ННЦ ХФТІ та високий ступінь готовності розробок з виготовлення ПЕЛ та ПС СУЗ для реакторів ВВЕР-1000 з підвищеними експлуатаційними характеристиками. Запропоновано, що при виникненні потреби на АЕС, які експлуатують реактори ВВЕР-1000, може бути розглянуто альтернативну конструкцію ПС СУЗ, яка за зовнішніми геометричними розмірами, масою, ефективністю поглинання нейтронів та розмірами вузлів з’єднання не відрізняється від ПС СУЗ виробництва РФ, але має значні відмінності в наповненні нейтронно-поглинаючими матеріалами, а саме таблетковий варіант наповнення ПЕЛ замість порошкового.

У презентації «Studying the Integrity of SNF Rod Cladding at Various Stages of Dry Storage Technology Implementation» представили методологію прогнозування поведінки оболонок паливних стрижнів відпрацьованого ядерного палива зі сплавів Е110 (ТВЗ-М/А) та ZIRLO (ТВЗ-W/WR) при термічних впливах під час реалізації технології сухого зберігання. Запропонований в роботі розрахунковий метод базується на результатах лабораторних імітаційних випробувань і може бути застосований для обґрунтування збереження цілісності  оболонок паливних встрижнів у будь-яких інших сухих сховищах, де зберігається або планується зберігати паливо з оболонками стрижнів зі сплавів Е110 або ZIRLO. Запропонований підхід було використано при обґрунтуванні збереження цілісності оболонок при реалізації технології сухого зберігання ВЯП в ССВЯП на ВП ЗАЕС.

Роман Глушенков у доповіді «Spent Nuclear Fuel Management of Ukrainian Nuclear Operator» показав поточну схему поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні, яка орієнтована на відкладене рішення (тимчасове сухе зберігання), спрямоване на довгострокове зберігання в межах країни. На цей час довгострокове зберігання відбувається на двох майданчиках: Сухе сховище відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) на майданчику ВП ЗАЕС; Централізоване сховище відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) в Чорнобильській зоні відчуження. ЦСВЯП, розташоване в Чорнобильській зоні відчуження, яке приймає відпрацьоване ядерне паливо з Рівненської, Хмельницької та Південноукраїнської АЕС. Своєчасний запуск ЦСВЯП привів до зменшення історичної залежності від Росії щодо зберігання ВТВЗ.

Павло Бізюк «Modelling of Power Distribution Control Processes in The Cores of VVER-1000 Reactors Using ANC-H Reactor Core Simulator Program (ARCS)» показав програму власної розробки для видачи прогнозу стану активної зони, потреба в якій виникла при частих / періодичних швидких розвантаженнях енергоблоку у зв’язку з обстрілами критичної інфраструктури РФ. Для цих цілей було розроблено графічну програму для обчислювального моделювання та прогнозування процесів управління потужністю в активній зоні ВВЕР з використанням коду ANC-H – ARCS (ANC-H Reactor Core Simulator). У доповіді зроблено висновок, що програма ARCS може бути використана для виконання обчислювального прогнозу стану активних зон ВВЕР-1000 як для ТВЗ, що складаються з ТВЗ виробництва ВАТ «ТВЕЛ», змішаних ТВЗ, що складаються з ТВЗ виробництва компанії «Westinghouse».

Загалом можна зробити висновок, що представлені роботи фахівців підприємств України спрямовані на заміну елементів активної зони, програмного забезпечення або послуг які раніше забезпечувала РФ на вітчизняне.

В своїх доповідях представники компанії Westinghouse показали шляхи подальшого розвитку дизайну ТВЗ що вже експортуються на реакторах ВВЕР-1000 та ВВЕР-440. У доповіді «Mitigation of Local Power Peaking by Introducing Hf Spacer Pins in the VVER-440 Follower Fuel Assembly» показали деякі особливості дизайну нової паливної касети NOVA E-6 АРК ВВЕР-440. Запропоновано для зменшення піку потужності в сусідніх робочих касетах (РК) у верхній частині периферійних паливних стрижнів касети АРК (NOVA E-6) додати елемент, що поглинає нейтрони, у вигляді прутка гафнія (Hf).

Подальше вдосконалення продукції для ринку ВВЕР-1000 врахування думки Замовників щодо потенційних покращень конструкції є частиною довгострокової стратегії Westinghouse. У 2020 році Westinghouse розпочала дослідницький проект, спрямований на розробку конструкції решітки наступного покоління для сімейства конструкцій паливних збірок Westinghouse ВВЕР-1000. Метою розробки є створення структурної решітки з покращеними нейтронними, механічними та теплогідравлічними властивостями порівняно з існуючими конструкціями решіток Westinghouse для палива ВВЕР-1000. Для підвищення нейтронної економії буде використовуватись матеріал решітки на основі цирконієвого сплаву.

Найбільшу кількість доповідей (~21) мали фахівці компанії Framatome. Фахівці Framatome представили результати випробувань цирконієвих сплавів власної розробки (M5_Framatome, Q12), оприлюднили деякі результати дослідної експлуатації палива стійкого до аварій (ATF). Але найбільший інтерес учасників конференції, що є представниками АЕС та компаній що розробляють ядерне паливо, викликали роботи в яких фахівці Framatome показали власні розробки паливних збірок ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. Компанія розпочала розробку тепловиділяючих збірок ВВЕР-1000 у 2019 році, а у 2024 році розпочала розробку тепловиділяючих збірок ВВЕР-440 (РК та ТВЗ). З презентацій можна зрозуміти, що повна готовність ТВЗ для реакторів ВВЕР-1000 буде не раніше 2028 року, а завантаження для підпитки свіжим паливом активної зони планується на 2030 рік.

По завершенню конференції всі доповідачі отримали від директора Інституту ядерних досліджень та ядерної енергетики Болгарської академії наук (INRNE-BAS) професора, доктора Dimitar Tonev сертифікати учасника конференції.

Участь у конференції фахівців підприємств України дозволила продемонструвати міжнародній спільноті високий рівень досліджень з диверсифікації основних елементів активної зони ВВЕР, розробок ПЕЛ та ПС СУЗ альтернативної конструкції з високими показниками працездатності та у сфері безпечного зберігання відпрацьованого ядерного палива, а також налагодити прямі контакти з провідними міжнародними компаніями та науковими установами.