МОСКВА, 7 апр — РИА Новости. Российский атомный проект "Прорыв" перешел от этапа подготовки к этапу строительства опытно-демонстрационного энергетического комплекса — это главный результат проекта, достигнутый в 2014 году, сообщил заместитель генерального директора госкорпорации "Росатом" Вячеслав Першуков.
Проект "Прорыв", в котором планируется отработать технологии замыкания ядерного топливного цикла, необходимые для атомной энергетики будущего, реализуется на площадке Сибирского химического комбината (предприятие топливной компании Росатома ТВЭЛ) в ЗАТО Северск Томской области.
Реализация проекта включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также модуля фабрикации/рефабрикации топлива для этого реактора и модуля переработки его отработавшего топлива. 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.
"Самый главный результат 2014 года — мы перешли от стадии подготовки к реальному строительству опытно-демонстрационного энергетического комплекса", — сказал Першуков во вторник на пресс-конференции, посвященной ходу реализации "Прорыва".
"Второй главный результат — мы первыми в мире выпустили опытные партии принципиального нового топлива и поместили их в промышленный реактор на облучение. Это плотное нитридное топливо, которое существенно сокращает затраты на топливообеспечение атомных реакторов на быстрых нейтронах", — отметил замглавы Росатома.
Смешанное нитридное уран-плутониевое топливо для реакторов на быстрых нейтронах обладает рядом преимуществ по сравнению с традиционным ядерным топливом для АЭС, среди них — высокая степень выгорания в реакторах, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.
Согласно материалам, представленным на пресс-конференции, к настоящему времени семь тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом были загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600, работающий на третьем энергоблоке Белоярской АЭС.
По словам Першукова, первые результаты реакторных испытаний показывают устойчивую работу СНУП-топлива.
"Скептики предупреждали нас: для того чтобы создать новое (нитридное) топливо для "быстрых" реакторов, нужен период в 30 лет, а до момента, пока мы загрузим первые сборки (с таким топливом) в промышленный реактор, пройдет 10 лет. Мы не только загрузили за два с половиной года, но и выгрузили первую сборку и отправили (облученное топливо) на исследования, чтобы понять, какие дополнительные работы по оптимизации структуры топлива надо провести", — сказал Першуков.
В рамках проекта "Прорыв" в 2014 году были полностью выполнены запланированные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, в свою очередь отметил научный руководитель НИОКР проектного направления "Прорыв" Валерий Рачков.
