Тред №1085849

Tопливная эпопея ­Рос­атома (очень длинно, но очень содержательно)



пн, 18/04/2016 - 07:24 | Ctavr (1 год 1 день)

В 90-е годы прошлого века начальная стадия ЯТЦ в России оказалась на грани дезинтеграции. Но Рос­атому удалось восстановить контроль над соответствующими активами, структурировать их и отвоевать ряд позиций на мировых рынках, едва не занятых конкурентами. Сегодня стратегическая задача госкорпорации — удержать и расширить нишу на рынке, очередной передел которого затевают зарубежные игроки.

На фоне реструктуризации Areva Рос­атом остается единственным глобальным поставщиком ядерных технологий, действующим во всех сегментах атомного рынка, от разведки и добычи урана до вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Причем, в отличие от всех остальных мировых поставщиков, российская корпорация в существенной мере опирается на отечественную сырьевую базу отрасли.
 

[spoiler=Скрытый текст]

Топливный «фланг» госкорпорации — один из наиболее значимых с точки зрения бизнеса и конкурентоспособных в мировом масштабе. 
 
По масштабам фабрикации ядерного топлива Рос­атом входит в тройку лидеров, а в отношении обогащения занимает ведущее место в мире. Абсолютный объем обогащения на предприятиях Рос­атома в последние годы превышал, по оценкам экспертов, 18 млн ЕРР, при потребностях российской атомной отрасли в пределах 10 млн ЕРР. Объем фабрикации для энергетических реакторов составляет порядка 1300 тонн топлива по урану, из которых две трети приходится на водо-водяные реакторы — российские и зарубежные.
 
Рос­атом полностью контролирует нижние этажи ядерно-топливного цикла, однако внутри госкорпорации зоны ответственности в этой сфере распределены между разными дочерними структурами: АРМЗ контролирует добычу и поставки урана; топливная компания Рос­атома «ТВЭЛ» ведает различными стадиями производства ядерного топлива и развитием соответствующих технологий, от конверсии и обогащения урана до производства тепловыделяющих сборок, а также осуществляет продажу топлива и сопряженный с ним сервис в России и за рубежом; АО «Техснабэкспорт» (TENEX) отвечает за экспорт обогащенного уранового продукта (ОУП), услуг по обогащению и конверсии, поставку технологий обогащения урана (в Китай).
 
Особое разделение обязанностей между ТВЭЛом и TENEX было установлено и в отношении рыночного использования излишков оружейных материалов: «Техснабэкспорт» отвечал за реализацию избыточных запасов оружейного урана на внешних рынках (прежде всего в рамках контракта «ВОУ-НОУ» с США, исполнение которого завершено), а ­ТВЭЛу было поручено координировать утилизацию запасов плутония, признанных избыточными по соглашениям с США (плутоний используется в виде MOX-топлива, которое предполагается загружать в перспективные российские быстрые реакторы). Такое разделение функций сложилось не сразу — процесс занял полтора десятилетия.
 
Однако в конце 2000-х годов добывающие активы ТВЭЛа вошли в состав другой дочерней структуры Рос­атома — АРМЗ. В то же время ТВЭЛ получил контроль над конверсией и обогащением, а также разработкой, проектированием и производством газовых центрифуг для разделения изотопов урана. Постепенно ТВЭЛ «оброс» и другими активами ЯТЦ и обеспечивающих сфер.
 
В то же время сам ТВЭЛ в 2007 году перешел под полный контроль Рос­атома, а в 2009 году на его базе была создана Топливная компания. В итоге к началу нынешнего десятилетия сформировалась вертикально интегрированная холдинговая структура, объединившая все стадии дореакторного ядерно-топливного цикла российской атомной отрасли, за исключением добычи урана: разработку материалов и технологий для производства ядерного топлива, конверсию, обогащение, производство порошка, топливных таблеток, твэлов, комплектующих тепловыделяющих сборок, наконец — самих ТВС. В этих сферах ТВЭЛ занял монопольное положение в России.
 
Технологии: из вчерашнего дня — в завтрашний
Сохранение и укрепление позиций топливного дивизиона Рос­атома на протяжении полутора десятилетий было бы невозможно без технологического развития топливных переделов. Оно включало как модернизацию производства, так и его диверсификацию: создание звеньев, которые отсутствовали на территории России или были развиты недостаточно. Все это в конечном итоге позволило осуществлять разработку и постепенное внедрение топлива новых поколений и видов, поддерживая конкурентоспособность российского дореакторного ЯТЦ.
 
После распада СССР некогда целостный и полностью самодостаточный комплекс ядерного топлива оказался разобщенным: в пределах России остались мощности конверсии, обогащения и производства ТВС, однако за границами страны оказалась значительная часть добычи и аффинажа урана (прежде всего в Казахстане, Узбекистане, Украине, Киргизии), получения циркония, его сплавов и проката (в Украине), производство топливных таблеток и порошка (в Казахстане) и т.д. Следует также вспомнить уранодобывающие предприятия ГДР, Чехословакии, Венгрии, ранее вносившие ощутимый вклад в сырьевое обеспечение атомной отрасли Советского Союза.
 
К важнейшим задачам первых десятилетий развития российского ядерно-топливного цикла относилась хотя бы частичная компенсация этих потерь.
 
Что касается горнорудной составляющей, ее компенсация происходила за счет развития добычи на территории России, а также долевого участия в уранодобывающих предприятиях за рубежом, прежде всего в Казахстане — стране, постепенно ставшей мировым лидером по объемам добычи урана. Эти процессы активизировались еще в начале 2000-х годов под эгидой компании «ТВЭЛ», которая установила контроль над основными уранодобывающими мощностями и начала их модернизацию. Затем они продолжились в рамках АРМЗ, которая осуществляет перспективные инвестиции в уранодобывающие активы, помимо России и Казахстана, в ряде других регионов мира.
 
Результатом такой стратегии стало постепенное снижение остроты сырьевой проблемы для российского ЯТЦ. В то же время долгосрочные перспективы связываются не только с расширением уранодобывающей базы, но и с замыканием ядерно-топливного цикла с помощью реакторов на быстрых нейтронах и водо-водяных реакторов новых поколений, а также дальнейшего развития переработки отработанного ядерного топлива. Для этого, в частности, уже внедряются новые виды топлива (MOX- и плотное нитридное) и новые мощности переработки ОЯТ (Опытно-демонстрационный центр, а в перспективе — завод промышленной переработки ОЯТ на ГХК).
 
В отношении развития других топливных переделов следует отметить постепенный выход Рос­атома на самообеспечение по порошку диоксида урана и получаемым из него топливным таблеткам, производство которых налажено на НЗХК и МСЗ. До этого российская отрасль сильно зависела от поставок этой продукции с Ульбинского завода в Казахстане. В перспективе определенную лепту в самодостаточность России по такого рода продукции внесут также мощности производства MOX- и нитридного топлива, создаваемые, соответственно, на ГХК и СХК. С формальной точки зрения MOX-топливо уже применяется для выработки электроэнергии — при использовании уран-плутониевых ТВС, составляющих часть гибридной активной зоны реактора БН-800.
 
В это же время происходила модернизация тех «этажей» ЯТЦ, которые и прежде имелись в России: производства циркониевых сплавов и проката, конверсии и обогащения урана, фабрикации тепловыделяющих сборок.
 
Так, в последние два десятилетия продолжился начавшийся в советские времена процесс смены поколений центрифужных технологий на четырех площадках разделительно-сублиматного комплекса ТВЭЛа: Уральском электрохимическом комбинате (УЭХК) в Свердловской области, Электрохимическом заводе (ЭХЗ) в Красноярском крае, Ангарском электролизном химическом комбинате (АЭХК) в Иркутской области, Сибирском химическом комбинате (СХК) в Томской области. В рамках этого процесса осуществлялась замена прежде всего центрифуг 5-го поколения, которые внедрялись с конца 1960-х по 1980-е годы. До начала 2000-х годов они заменялись на центрифуги 6–7-го поколений. Последние до сих пор функционируют наряду с более современными машинами; кроме того, они (центрифуги 6-го поколения) поставлялись на экспорт в рамках проектов строительства в Китае разделительных мощностей по российской технологии. С 2003–2004 годов началось внедрение центрифуг 8-го поколения, а с декабря 2012 года начали монтироваться каскады с надкритическими машинами девятого поколения. Центрифуги последних поколений служат вдвое дольше (порядка 30 лет), их производительность в несколько раз больше, энергетическая и экономическая эффективность выше.
 

 
Крупнейшие в мире избыточные разделительные мощности и их техническое перевооружение позволяют сохранять за Рос­атомом максимальную долю мирового рынка в условиях конкуренции с центрифужными технологиями Urenco (в том числе внедряемыми Areva), а в перспективе, возможно, и с другими, которые планируется развивать в США, Китае, Японии.
 
Что касается производства конечного продукта топливных переделов — тепловыделяющих сборок, то в 1990-х годах развитие этого сегмента российской атомной отрасли замедлилось. В тот период возникло отставание от ряда передовых мировых тенденций в сфере производства ядерного топлива. Кроме того, появились проблемы с качеством ТВС, что в конечном итоге негативно сказалось на репутации российского поставщика и способствовало потере зарубежных заказов, хотя и не было единственной причиной этого (о чем подробнее ниже).
 
Однако в последние примерно полтора-два десятилетия проводилась последовательная модернизация российского топлива. При координации ТВЭЛа и участии главного потребителя — «Росэнергоатома» эту задачу решали множество профильных российских структур, среди которых «Курчатовский институт», «Гидропресс», ОКБМ им. И.И. Африкантова, ­НИИАР, ­ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, ­НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, ФЭИ им. А.И. Лейпунского, ­ТРИНИТИ и другие.
 
В результате в активные зоны реакторов российской конструкции стали загружаться усовершенствованные ТВС 1-го поколения и 2–3-го поколений. К основным тенденциям развития российского топлива в названный период относятся: увеличение загрузки урана; повышение обогащения и его профилирование; внедрение конструкций, предотвращающих деформацию топливных сборок и способствующих их виброустойчивости в условиях более жесткой эксплуатации в реакторе; замена стали в качестве конструкционного материала сплавами циркония; внедрение разборной конструкции ТВС; использование выгорающих поглотителей в составе топливных таблеток; внедрение антидебрисных фильтров, перемешивающих решеток и т.д. 
 
Проблема с возможным нарушением геометрии топливных сборок была решена усилением их несущего каркаса. Два разработчика предложили свои, альтернативные варианты модернизированного каркаса сборки для ВВЭР-1000. ОКБМ им. И. И. Африкантова разработало сборку ТВСА со сварным каркасом, усиленным шестью уголками. Внедрение этой конструкции началось в 1998 году, а затем появились различные варианты «уголковой» концепции (ТВСА-Альфа, ТВСА-Т, ТВСА-12, ТВСА-У, ТВСА-Plus). 
 
ОКБ «Гидропресс», при участии ­ТВЭЛа, создало сначала усовершенствованную тепловыделяющую сборку (УТВС), в которой решетки и направляющие каналы не были жестко сварены. Эта конструкция начала внедряться также с 1998 года на станциях, к которым предъявлялись повышенные требования по сейсмоустойчивости («Бушер», «Тяньвань»). Затем «Гидропресс» предложил и свой вариант жесткой конструкции (ТВС‑2), образованной точечной сваркой направляющих каналов с решетками. Ее внедрение началось в 2003 году. Венцом развития обоих направлений стали модификации ТВС-2М и ТВСА-Plus, которые внедряются, соответственно, с 2006 и 2010 годов. и в настоящее время вытесняют остальные сборки на большинстве энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. 
 
Другие улучшения в конструкции топлива направлены на повышение его ремонтопригодности, а также устойчивости к повреждениям вследствие вибраций, фреттинг-износа, повреждения твердыми частицами, попавшими в теплоноситель. В частности, новые модели ТВС допускают разборку и замену дефектных твэлов в период ППР, что обеспечивает существенную экономию. Для устранения вибраций в конструкцию топлива вносятся изменения, увеличивающие жесткость фиксации ТВС в активной зоне, в составе каркаса предусматриваются антивибрационные решетки и т. д. Для снижения фреттинг-износа, в частности, были внесены изменения в конструкцию дистанционирующих решеток, предотвращающие коробление оболочки твэла. Основным средством борьбы с частицами в теплоносителе являются антидебрисные фильтры, разработанные как для сборок ВВЭР, так и РБМК. Такие фильтры стали опцией в сборках ВВЭР-1000 современных моделей и в перспективе должны превратиться в стандартный элемент ТВС 3–4-го поколений. Эти фильтры, размещаемые в нижней части ТВС, удерживают частицы размером от 2 мм. 
 
Впрочем, некоторые изменения затрагивают и сборки 1-го поколения в тех случаях, когда применение последних моделей топлива невозможно. В частности, кассеты 1-го поколения для реакторов ВВЭР‑440 на Кольской и Армянской АЭС выпускаются в виброустойчивом исполнении.
 
К важнейшим особенностям нового топлива относится замена в каркасе сборки нержавеющей стали (интенсивно поглощающей нейтроны) на циркониевые сплавы, обладающие небольшим сечением поглощения. В частности, сплав Э110 (цирконий с ~1 % ниобия) используется для изготовления оболочек и заглушек твэлов реакторов ВВЭР и РБМК, дистанционирующих решеток, а также кожухов топливных кассет 1-го и 2-го поколений реакторов ВВЭР-440. Сплав Э125 (цирконий с ~2,5 % ниобия) применяется, в частности, для производства чехлов ТВС ВВЭР-1000 проекта В-187 (на блоке №5 Нововоронежской АЭС), центральной трубы топливной сборки РБМК. Многокомпонентный сплав Э635 (сплав циркония с оловом, ниобием и железом, включающий кислород и кремний) применяется для изготовления направляющих каналов, центральных труб, проставок твэлов некоторых моделей ТВС реакторов ВВЭР, а также уголков (в сборках семейства ТВСА). Рос­атом планирует внедрить улучшенные модификации этих сплавов (в том числе получаемых в последние годы на основе циркониевой губки российского производства) с целью повышения прочности, снижения радиационной ползучести и коррозии. Отдельные ТВС с улучшенными сплавами с 2012 года загружаются в реакторы атомных станций.
 

 
Хотя большая часть стальных компонентов топливных сборок ВВЭР была удалена из активной зоны, некоторые элементы ТВС по-прежнему делаются из стали (например, пружины в головке ТВС и фиксаторе твэла). В ТВС реакторов РБМК из нержавеющей стали выполнены дистанционирующие решетки. Однако эти детали составляют небольшую долю конструкционных материалов ТВС, например, суммарная масса решеток РБМК составляет ~1,2 кг при общей массе каркаса ТВС порядка 115 кг.
 
Для топлива ВВЭР-440 модернизация каркаса имеет свою специфику. В топливе 3-го поколения осуществлен отказ от чехла ТВС, что позволило сэкономить более 8 кг циркония в расчете на каждую кассету и улучшить (хотя и ненамного) ситуацию с паразитным поглощением нейтронов. В рабочих кассетах 3-го поколения функцию несущего каркаса стали выполнять уголки и три асимметрично расположенные в пучке трубки из циркониевого сплава (от последних предполагается отказаться в доработанной версии топлива 3-го поколения, упростив конструкцию). Важной чертой модернизации топлива ВВЭР‑440 является изменение геометрии топливной решетки (одной из фундаментальных характеристик активной зоны) за счет последовательного увеличения ее шага: в топливе 2-го поколения шаг решетки твэлов увеличен до 12,3 мм, в топливе 3-го — до 12,6 мм. По замыслу разработчиков топлива, это оптимизирует водо-урановое отношение, изменяемое также повышением ураноемкости твэлов. Кстати, та же задача оптимизации водо-уранового отношения в свое время ставилась при разработке топлива BNFL-Westinghouse для реакторов ВВЭР-440, однако она была решена иначе — уменьшением диаметра твэлов, при увеличении ураноемкости за счет более высокой плотности урана в таблетках. Впрочем, такая конструкция просуществовала недолго (подробнее об активности западных компаний на рынке топлива ВВЭР — ниже).
 
Другое ключевое направление модернизации топлива — увеличение загрузки урана при сохранении в целом внешних габаритов топливной сборки и отдельных твэлов. Для этого, в частности, осуществлялись поэтапное увеличение диаметра топливной таблетки и уменьшение центрального отверстия в ней (вплоть до его ликвидации), что в конце концов потребовало и утонения оболочки твэла. Так, в ТВС реакторов ВВЭР, которые применялись до 1997 года, использовались таблетки диаметром 7,53– 7,57 мм с отверстием до 2,3 мм. С внедрением в 1998 году топлива УТВС и ТВСА для реакторов ВВЭР‑1000 и улучшенного топлива 1-го поколения для ВВЭР‑440, при сохранении внешнего диаметра таблетки в прежних пределах, центральное отверстие уменьшилось до 1,4–1,5 мм. В более современных сборках для ВВЭР‑1000 (ТВС‑2М, ТВСА-Plus, ТВСА-Т) диаметр таблетки возрос до 7,6 мм, а отверстие уменьшилось до 1,2 мм. Дальнейшее развитие этого тренда предполагает увеличение диаметра таблетки до 7,8 мм при полном отказе от центрального отверстия. Это применяется в ряде уже созданных сборок для ВВЭР-1000 (ТВСА-Альфа, ТВСА‑12) и ВВЭР‑440 (РК-3), но стандартным решением станет в дальнейшем, в частности, при внедрении в промышленную эксплуатацию топлива 4-го поколения реакторов ВВЭР-1000 и рабочих кассет 3-го поколения реакторов ВВЭР‑440, а также для топлива ВВЭР‑1200 и ВВЭР-ТОИ.
 
Поскольку внешний диаметр твэла на протяжении всех усовершенствований сохраняется неизменным (9,1 мм для реакторов ВВЭР) расширение таблетки потребовало поэтапного увеличения внутреннего диаметра оболочки твэла вплоть до 7,93 мм и, соответственно, уменьшения толщины ее стенки до 0,65 мм (в основном, но не только, для модификаций ТВС с таблеткой 7,6 мм), а затем и до 0,57 мм и меньше (для применения таблеток 7,8 мм). Этот процесс происходит неравномерно, так что в ряде случаев (например, у топлива 2-го поколения реакторов ВВЭР-440 — самого распространенного для этой конструкции) происходит уменьшение зазора между таблеткой и оболочкой. В сочетании с уменьшением центрального отверстия или полным отказом от него (в последних версиях топлива 2–3-го поколений) это приводит к несколько более интенсивным воздействиям на оболочку. При таких условиях уменьшение зазора или утонение оболочки предъявляет повышенные требования к качеству ее сплава, что, в свою очередь, стало одним из факторов, стимулирующих упомянутую модернизацию сплавов (в данном случае Э110).
 

 
Другим фактором повышения ураноемкости стало увеличение высоты топливного столба реакторов ВВЭР‑1000 и ВВЭР-440. Например, в современных ТВС реакторов ВВЭР‑1000 она достигла 3680 мм, что на 150 мм выше, чем в сборках старых моделей. В перспективном топливе для ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ общее повышение может составить 200 мм (до 3730 мм).
 
Все эти меры позволяют увеличить загрузку урана в ТВС. Так, для сборок ВВЭР-440 номинальная масса топлива в рабочих кассетах 3-го поколения увеличилась по сравнению с 1-м поколением более чем на 10 кг — с ~120 кг до ~132 кг (точная масса для одних и тех же типов ТВС может быть разной — это зависит от ряда факторов). Для сборок реакторов ВВЭР‑1000 вес топлива возрос с менее чем 500 кг для ТВС 1990‑х годов до ~525–527 кг для ТВСА и ТВС-2М, а для некоторых современных эксплуатируемых модификаций (ТВСА‑12, ТВСА-ALFA) может достигать ~545 кг. В топливе 4-го поколения для реакторов ВВЭР-1000 предполагается увеличить этот показатель до ~568 кг.
 
Другим изменением (заимствованным у военных судовых реакторов и западных энергетических) стало включение выгорающего поглотителя в состав топливных таблеток. Это позволяет сделать энерговыделение в активной зоне более равномерным, повысить уровень обогащения, удлинить топливный цикл и дает ряд других преимуществ. Начиная с конца 1990-х годов В ТВС 2-го поколения для ВВЭР-1000, а несколькими годами позже и в кассеты 2-го поколения для ВВЭР-440 стал вводиться оксид гадолиния, включаемый в состав топливных таблеток некоторых твэлов — так называемых твэгов (впервые гадолиний стал применяться в советских водо-водяных реакторах еще в 1980‑х годах, а в реакторах PWR — в 1970-х). В реакторах РБМК‑1000 для той же цели с конца 1990-х годов используется оксид эрбия с долей около 0,4 %. Дальнейшее развитие выгорающих поглотителей предполагает увеличение доли оксида гадолиния в твэгах легководных реакторов до ~10 % или замену гадолиния на эрбий в перспективных топливных сборках ВВЭР.
 
Следующей тенденцией, взаимосвязанной с внедрением выгорающего поглотителя, стало повышение обогащения топлива. Так, для реакторов РБМК среднее значение этого показателя возросло с уровня ~1,8– 2 % (в 1970–1980-х годах) сначала до ~2,4 % в 1990-х годах, а затем до 2,6– 2,8 %. В дальнейшем возможно повышение типичного обогащения в РБМК до ~3 %. Среднее обогащение подпитки для топлива ВВЭР-440 1-го поколения (применяемого, в разных исполнениях, только на реакторах блоков №№ 1, 2 Кольской АЭС, №№ 3, 4 Нововоронежской АЭС и действующем блоке Армянской АЭС) возросло с 3,28–3,62 % до 3,82 %. Тот же показатель для топлива 2-го поколения (используемого в реакторах проекта В-213 — на блоках №№ 3, 4 Кольской АЭС и всех действующих европейских ВВЭР-440) увеличился до 4,25–4,38 %, а затем и до 4,87 %. На последнем уровне находится и обогащение подпитки рабочих кассет 3-го поколения для этих реакторов. Для разных видов топлива ВВЭР‑1000 среднее обогащение подпитки возросло с 3,77–4,31 % в конце 1990-х годов до 4,88–4,95 % в последние годы. В перспективе предполагается увеличить обогащение в некоторых реакторах ВВЭР до ~5,5– 7 %. Такое повышение сопряжено с проблемами не только техническими, но и ядерного регулирования (переобоснование безопасности, которая пока определена для обогащения до 5 %) , а также с продвижением на внешних рынках.
 

 
Кроме повышения уровня обогащения, с конца 1990-х годов получило распространение его профилирование на уровне ТВС, что предполагает прежде всего дифференциацию обогащения на периферии и во внутренней зоне пучка твэлов в поперечном разрезе. Перспективным развитием этого тренда является профилирование по оси ТВС, включая и содержание выгорающего поглотителя в твэгах. Так называемое аксиальное профилирование позволяет оптимизировать работу реактора на разных этапах топливного цикла, а в ряде случаев (например, для реакторов РБМК) является необходимым условием дальнейшего повышения среднего уровня обогащения топлива. Также рассматривается переход в будущем к профилированию обогащения на уровне таблетки.
 
К направлениям дальнейшей модернизации топлива, помимо ряда уже перечисленных, относятся внедрение перемешивающих решеток, изменение среднего размера зерна в таблетках и профилирование этого показателя по таблетке.
 
Перемешивающие решетки (так называемые интенсификаторы теплообмена) разной конструкции обеспечивают выравнивание потока теплоносителя и снятие паровой пленки с поверхности твэлов, что улучшает теплосъем, повышая безопасность и энергоэффективность. Для увеличения мощности реакторов ВВЭР на 4–7 % (которое осуществлено на большинстве российских ядерных энергоблоков) можно обойтись без таких добавлений в конструкцию. Поэтому внедрение перемешивающих решеток в российском топливе началось в качестве опции на отдельных моделях сборок (ТВСА-Т, ТВСА‑Альфа, ТВСА-12, ТВС‑2М), в том числе предназначенных для коммерческой поставки на зарубежные энергоблоки, на которых производилось существенное повышение мощности (например, на АЭС «Темелин» в Чехии). Кроме того, такая модернизация необходима и при дальнейшем подъеме мощности российских блоков (на 7–10 %), который будет «обкатываться» на четвертом энергоблоке Балаковской АЭС со сборками ТВС-2М. Интенсификаторы теплообмена должны стать стандартом и для топлива реакторов ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ.
 
Что касается зерна в топливных таблетках, то на фоне перечисленных нововведений средний размер зерен спеченного диоксида урана не менялся, оставаясь на уровне 10 мкм. В качестве следующих этапов эволюции таблетки реакторов ВВЭР предполагается укрупнение зерна до 25 мкм, а также изучается возможность профилирования размера зерен в пределах таблетки.
 
На уровне НИОКР осуществляются и другие разработки, которые соответствуют передовым зарубежным веяниям, но нигде в мире пока не получили распространения (кроме единичных случаев или экспериментов). Среди них: использование микротвэлов для ВТГР и ВВЭР, керамических оболочек твэлов, уран-бериллиевого топлива, замена циркония в конструкционных материалах ТВС и т.д. Достигнутый уровень модернизации топлива российских реакторов позволяет на 20–30 % сократить расход урана на произведенный киловатт-час электроэнергии и увеличить тепловую мощность реакторов более чем на 8 %. Новое топливо позволило удлинить топливную кампанию реакторов ВВЭР-440 с трех-четырех до пяти-шести лет. 
 

 
При этом интервал между перегрузками при любой топливной кампании остается для этих реакторов на уровне одного года, в отдельных случаях рассматривается его удлинение до 15 месяцев (на АЭС «Пакш»). 18-месячный цикл в принципе достижим с топливом 3-го поколения, но пока экономически не обоснован. Для реакторов ВВЭР-1000 уже применяется 18-месячный цикл, а при внедрении эрбия и дальнейшем повышении обогащения он может быть удлинен до 24 месяцев, что является целью для реакторов ВВЭР в будущем. 
 
Перечисленные усовершенствования в российском ядерном топливе в целом соответствуют тем изменениям, которые происходили в топливе западных PWR и BWR. К настоящему времени ТВЭЛ во многом наверстал отставание, накопленное к концу 1990-х годов, по технико-экономическим показателям в данной сфере. Это помогло Рос­атому удержать рынки топлива ВВЭР и обеспечило технологическое подкрепление для решения задачи на перспективу — экспансии на рынках топлива реакторов зарубежных конструкций.
 
Рынок: между монополией и конкуренцией
Абсолютная монополия Рос­атома на российском рынке ядерного топлива сегодня под сомнение не ставится: речь идет по сути не о рынке, а о полном самообеспечении в пределах российской государственной корпорации. Поэтому рынок как таковой для российского топлива начинается за границами страны. Хотя подобное положение кажется естественным, оно отнюдь не типично: на большинстве крупнейших рынков ядерного топлива для распространенных в мире типов реакторов существует та или иная конкуренция — по топливу в целом или в отдельных переделах. Включая и государства, которые полностью или в значительной мере самодостаточны в сфере применяемых на их территории ядерно-энергетических технологий, такие, как Франция, США, Япония или Канада.
 
Однако госкорпорация почти безраздельно господствует в поставке топлива для ВВЭР не только в России, но и за рубежом. 
 
Следует признать, что российскому атомному холдингу удалось на протяжении четверти века — со времени распада СССР — сохранять «почти монополию» на рынке топлива ВВЭР вопреки совершенно неблагоприятной для этого политической конъюнктуре, попыткам нескольких стран-потребителей избавиться от полной зависимости, наконец, наличию конкурентов, проявляющих деятельный интерес к рынку топлива для российских реакторов. Тот факт, что исключительные позиции Рос­атома сохранились, свидетельствует о его реальных конкурентных преимуществах, игнорировать которые непросто. 
 
Во-первых, госкорпорация предлагает самое комплексное решение на рынке топлива (полный цикл, от поставки урана до фабрикации, включая абсолютно все материалы и комплектующие), которое среди конкурентов российского холдинга может себе позволить лишь Areva. Во-вторых, такой комплексный подход способствует гибкости в цене. Наконец, в-третьих, сама продукция — ядерное топливо, как показано выше, вполне учитывает веяния технического прогресса и запросы рынка.
 
И тем не менее позиция российского монополиста на топливном рынке ВВЭР за рубежом ставилась под сомнение конкурентами в прошлом, и, очевидно, еще бóльшие испытания ожидают Рос­атом в будущем.
 
Первые относительно успешные попытки проникновения конкурентов ТВЭЛа на рынок топлива ВВЭР начались в 1990-х годах — как раз в период, когда российский ядерно-топливный комплекс переживал не лучшие времена. В это время две компании — британская BNFL и американская Westinghouse — разработали топ­ливо, соответственно, для ВВЭР‑440 и ВВЭР-1000.
 

 
В 1996 году BNFL подписала соглашения с операторами финской АЭС «Ловииса» и венгерской АЭС «Пакш», согласно которому BNFL, после получения одобрения финского надзорного органа, должна была поставить пять тестовых сборок для загрузки в активную зону одного из блоков АЭС «Ловииса», а в случае удачных испытаний предполагалось заключить коммерческий контракт на обеспечение станции топливом. Соглашение с венграми предполагало возможность аналогичной поставки на АЭС «Пакш», если в Финляндии топливо покажет себя хорошо.
 
В первой половине 1990-х годов Westinghouse разработала ТВС для ВВЭР-1000 и выиграла тендер на обеспечение топливом первых загрузок и четырех перегрузок для двух блоков ВВЭР-1000 чешской АЭС «Темелин», принятых в эксплуатацию в 2002 и 2003 годах. Это был исторически первый случай, когда реакторы российского дизайна изначально снабжались западным топливом. Аналогичной переориентации поставок на АЭС «Дукованы» с реакторами ВВЭР-440 помешало, в частности, то, что топливо ТВЭЛа отправлялось туда не за наличные, а в счет имевшегося российского (бывшего советского) долга. Кроме того, стоит отметить, что производство компонентов ядерного топлива для чешских АЭС было также диверсифицировано: например, часть необходимого урана обеспечивалась собственной добычей. Чехи также освоили выпуск ряда комплектующих для сборок Westinghouse.
 
В ТВС Westinghouse, поставленной на АЭС «Темелин», применялся ряд передовых для топлива ВВЭР того времени решений, в частности, изготовление части несущего каркаса сборки — направляющих каналов и некоторых дистанционирующих решеток — из сплавов циркония (наряду с применением деталей из никель-хромового сплава), профилирование обогащения в пучке твэла, разборная ремонтопригодная конструкция и др. В то же время при использовании этого топлива были зафиксированы случаи появления дефектов.
 
В 1999 году BNFL купила контрольный пакет акций Westinghouse, а вскоре после этого — бизнес поставки ядерных технологий шведско-швейцарского консорциума ABB. Последнему принадлежал, среди прочего, завод фабрикации топлива в Вестеросе, Швеция, где стали производиться (и производятся до сих пор) топливные сборки для ВВЭР‑1000. Таким образом, фабрикация топлива для обоих типов российских реакторов оказалась в конечном итоге под контролем BNFL, принадлежавшей британскому правительству.
 
Первые тестовые ТВС для ВВЭР-440 были разработаны Nexia Solutions (бывшей дочерней структурой BNFL), произведены на заводе оксидного топлива в Спрингфилдсе, Великобритания, и загружены на блоке №2 АЭС «Ловииса» в 1998 году. После испытаний, в 1999 году с BNFL был заключен коммерческий контракт, согласно которому компания обеспечивала в 2001–2007 годах до половины потребностей станции в топливе (другая половина по-прежнему поступала из России). После того как BNFL купила Westinghouse, промышленный выпуск сборок для ВВЭР-440 был налажен на испанском заводе в Хусбадо в рамках совместного предприятия владельца завода — испанской компании Enusa c Westinghouse.
 

Завод в Хусбадо (Испания)по производству ядерного топлива компании ENUSA
 
В 2006 году произошло несколько событий, остановивших эту экспансию. В феврале BNFL продала контрольный пакет акций Westinghouse японской Toshiba. Спустя несколько месяцев Westinghouse проиграла ТВЭЛу тендер на поставку топлива для обоих реакторов ВВЭР-1000 на АЭС «Темелин». В декабре того же года оператор АЭС «Ловииса» компания Fortum подписала с ТВЭЛом соглашение, в соответствии с которым российский холдинг стал эксклюзивным поставщиком топлива для обоих блоков станции на 2008–2030 годы. Соглашение предусматривало поставку новейшего на тот момент топлива 2-го поколения для реакторов ВВЭР-440, включавшего выгорающий поглотитель и рассчитанного на пятилетнюю топливную кампанию. Согласно же договору с чешской энергокомпанией CEZ, ТВЭЛ обеспечивает топливом оба энергоблока ВВЭР-1000 в объеме 10 перегрузок начиная с 2010 года. Для этого, с учетом требований чехов, были разработаны и поставлены на станцию сборки ТВСА-Т с восемью комбинированными решетками с функцией перемешивания (впервые в российской практике), антидебрисным фильтром, увеличенной до 3680 мм высотой топливного столба и диаметром таблетки 7,6 мм.
 
После этих событий производство топлива Westinghouse для ВВЭР-440 в Испании было свернуто. 
 
Иная ситуация сложилась со сборками для ВВЭР-1000. Еще в 1990-х годах Украина объявила о планах диверсификации поставок ядерного топлива, а в 2000 году было заключено соглашение с Westinghouse о разработке топлива, призванного работать в смешанной активной зоне с российскими ТВС для ВВЭР-1000. В 2005 году на третьем блоке Южно-Украинской АЭС были загружены шесть таких тестовых сборок, которые испытывались на протяжении четырех топливных циклов до 2010 года.
 
В 2008 году эксплуатирующая компания украинских атомных станций «Энергоатом» подписала коммерческое соглашение с Westinghouse Electric Sweden AB (дочерней структурой Westinghouse; ей принадлежит завод фабрикации в Швеции, на котором производится топливо для ВВЭР-1000). Документ предусматривал обеспечение топливом от трех до шести энергоблоков с реакторами этого типа в 2011–2015 годах. Кроме того, в 2010–2014 годах осуществлялась опытно-промышленная эксплуатация сборок Westinghouse в составе перегрузочной партии в 42 ТВС. В 2011 году, после завершения программы испытаний шести тестовых сборок, начались коммерческие поставки ТВС в соответствии с контрактом 2008 года.
 
В то же время в 2010 году «Энергоатом» подписал 20-летний контракт с ТВЭЛом на поставку топлива для всех атомных станций Украины.
 
В апреле 2014 года действие контракта 2008 года с Westinghouse было продлено до 2020 года. Кроме того, украинская энергокомпания заключила соглашение с Areva о поставке ядерных материалов для обеспечения продленного контракта с Westinghouse.
 
30 декабря 2014 года «Энергоатом» подписал Допсоглашение №13 к контракту с Westinghouse, предусматривающее существенное расширение поставок до 2020 года. Кроме того, согласно документу, американская компания обязалась обеспечить срочную поставку топлива для перегрузки всех 13 энергоблоков ВВЭР‑1000 в Украине в случае возникновения экстраординарных перебоев с получением топлива для украинских АЭС.
 

Визуальная проверка разницы осевой позиции топливного стержня
 
Как видно, отношения с Westinghouse развиваются, невзирая на нарекания, которые поначалу вызвали тестовые партии ее топлива. Так, в 2012 году в ходе ППР были обнаружены повреждения некоторых американских сборок. Интерпретация этих проблем резко отличалась у разных заинтересованных сторон и менялась в зависимости от политической конъюнктуры в Украине. Позиция компании Westinghouse, которая не отрицала самого факта дефектов, заключалась в том, что сборки повреждены вследствие ошибок при проведении операций перегрузки топлива. Украинские регулирующие органы первоначально пришли к заключению о конструктивных недостатках топлива американской компании и инициировали его выгрузку, а также отказ от намерения использовать его на Запорожской АЭС. Однако после смены власти в стране в 2014 году поставки топлива были, наоборот, продлены и расширены. Тем не менее Westinghouse провела уже не первую модернизацию своего топлива, и в дальнейш