В России успешно прошли испытания ядерного топлива для "реакторов будущего"

Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для реакторной установки на быстрых нейтронах, которая будет построена в рамках проекта "Прорыв".

МОСКВА, 13 дек — РИА Новости. Экспериментальное ядерное топливо, изготовленное в России для отечественного атомного проекта "Прорыв", в ходе которого будут отрабатываться технологии, необходимые для развития атомной энергетики, успешно прошло реакторные испытания и послереакторные исследования, сообщила пресс-служба топливной компании ТВЭЛ госкорпорации "Росатом".

Речь идет о так называемых комбинированных экспериментальных тепловыделяющих сборках (ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом, изготовленных на предприятии ТВЭЛ Сибирском химическом комбинате (СХК, ЗАТО Северск Томской области). В ходе реакторных испытаний экспериментальные топливные сборки прошли облучение в активной зоне реактора на быстрых нейтронах БН-600 на третьем энергоблоке Белоярской АЭС.

"Послереакторные исследования двух комбинированных экспериментальных ТВС (КЭТВС-1 и КЭТВС-6) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и сборки сохранили целостность", — говорится в сообщении.

Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива для реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, которая будет построена в рамках проекта "Прорыв". "С этой целью в АО "СХК" планируется изготовление дополнительных ЭТВС со СНУП-топливом", — говорится в сообщении. Испытываться новые топливные сборки также будут в реакторе БН-600.

Ранее научный руководитель проектного направления "Прорыв" Евгений Адамов сообщил в интервью РИА Новости, что к 2019 году могут быть завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать СНУП-топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300.

Проект "Прорыв", выполняемый на площадке СХК, направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.

В замкнутом ЯТЦ за счет полного использования уранового сырья в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (бридерах) существенно увеличится топливная база ядерной энергетики, а также появится возможность значительно уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства "быстрых" реакторов.

В ходе проекта "Прорыв" будет создан опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного СНУП-топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Первая очередь опытно-демонстрационного энергетического комплекса, как планируется, начнет работу после 2018 года.