В РФ активно идут испытания перспективного ядерного топлива
Проект, получивший название "Прорыв", будет выполняться на площадке предприятия госкорпорации "Росатом" Сибирского химического комбината.
Российские атомщики в настоящее время активно ведут испытания новейшего ядерного топлива, предназначенного для использования в атомном проекте РФ "Прорыв", цель которого - отработка новых технологий для атомной энергетики будущего, сообщил научный руководитель ОАО "НИКИЭТ", глава технического комитета "Прорыва" Евгений Адамов.
Проект "Прорыв" будет выполняться на площадке предприятия госкорпорации "Росатом" Сибирского химического комбината (СХК). Реализация "Прорыва" включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом и модуля по производству нитридного топлива для этого реактора. Реактор БРЕСТ-ОД-300 планируется запустить в 2020 году.
Энергоблоки АЭС с реакторами на быстрых нейтронах позволят существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Технологиями таких реакторов обладают очень немногие страны, и Россия является мировым лидером в этом направлении. Ранее СХК изготовил свою первую экспериментальную тепловыделяющую сборку (ТВС) с плотным нитридным топливом.
Выступая во вторник на международной конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики", Адамов сообщил, что "буквально в воскресенье закончена приемка очередной ТВС для постановки в реактор на быстрых нейтронах (БН-600 на Белоярской АЭС)". "Сейчас, если нормально пройдет установка (в этот реактор) ТВС, изготовленных на Сибирском химическом комбинате, уже более 140 твэлов с плотным топливом будут проходить испытания в БН-600", - сказал Адамов.
По его словам, одновременно первая сборка с нитридным топливом извлекается сейчас из БН-600 для проведения дальнейших исследований. Адамов напомнил, что ранее первый тепловыделяющий элемент с таким топливом был извлечен из опытной сборки, испытывавшейся в реакторе БОР-60 в димитровградском НИИ атомных реакторов (НИИАР), сейчас там начинаются послереакторные исследования свойств топлива. "Первый килограмм плотного топлива переработан пирохимическим методом на площадке НИИАРа. Мы с нетерпением ждем результатов баланса материалов после проведения этих работ", - добавил Адамов.
Источник: РИА "Новости"