21.10.2014

Реакторные испытания тепловыделяющих сборок с перспективным ядерным нитридным топливом, изготовленных на предприятии госкорпорации "Росатом" — "Сибирский химический комбинат", планируется начать до конца октября на Белоярской АЭС, сообщил представитель эксплуатирующего все АЭС России ОАО "Концерн Росэнергоатом".

Нитридное топливо для реакторов на быстрых нейтронах обладает рядом преимуществ по сравнению с традиционным ядерным топливом для АЭС, среди которых — высокая степень выгорания в реакторах, большая теплопроводность и совместимость с теплоносителем. Первые две экспериментальные тепловыделяющие сборки (ТВС) с плотным нитридным топливом были выпущены на СХК нынешней осенью. Эти ТВС будут испытываться в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 на третьем блоке Белоярской АЭС с целью принятия решения о возможности эксплуатации нитридного топлива в реакторах нового поколения.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.На площадке СХК планируется выполнить проект "Прорыв", в ходе которого будут отработаны новые ядерные технологии для атомной энергетики будущего. 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.

По материалам сайта: http://www.tvel.ru