ЗАРЕЧНЫЙ (Свердловская область), 11 мар — РИА Новости, Ольга Ерачина. Решение о возведении энергоблока на быстрых нейтронах БН-1200 на Белоярской АЭС (БАЭС, город Заречный Свердловской области) будет принято после запуска и начала эксплуатации энергоблока БН-800, сообщил журналистам в понедельник председатель наблюдательного совета Росатома Борис Грызлов.
По его словам, в текущем году на БАЭС будет осуществлен физический пуск энергоблока БН-800.
Грызлов подчеркнул, что технологии, которые были внедрены на реакторе БН-600 на быстрых нейтронах, "полностью себя оправдали".
"Россия является лидером в мире по данной технологии. И, естественно, строительство и запуск нового блока, более мощного, на котором уже используются все те моменты, которые отрабатывались на блоке БН-600 (Белоярской АЭС), — это очень важно. Сегодня мы обсуждали возможность развития этой темы, этой технологии… Это уже пятая площадка (БАЭС) для возможного строительства реактора БН-1200", — сказал Грызлов.
Он добавил, что решение о строительстве БН-1200 именно на БАЭС на текущий момент не принято, потому что есть конкурирующие технологии.
"Но когда будет запущен блок БН-800 и начнется уже период его эксплуатации, а это, по нашим планам, первый квартал 2014 года, можно будет принимать решение о развитии этой тематики и строительстве БН-1200", — отметил глава набсовета Росатома.
Разработка и начало строительства в 2015 году энергоблока с реактором БН-1200 — одна из приоритетных задач концерна "Росэнергоатом", эксплуатирующего все АЭС России. В настоящее время в России строится энергоблок БН-800, а на Белоярской АЭС уже 30 лет эксплуатируется энергоблок БН-600 с натриевым теплоносителем.
Планируется, что БН-1200 будет запущен в эксплуатацию в 2020 году в качестве головного в серии из шести энергоблоков.
Согласно материалам к восьмой Международной конференции "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" (МНТК-2012), БН-1200 является самым подходящим реактором для замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) до 2030 года. Перевод атомной энергетики на замкнутый топливный цикл является одной из главных задач Росатома.
Замыкание ядерного топливного цикла позволит решить проблему обращения с облученным ядерным топливом (ОЯТ), накапливаемым в процессе работы реакторов типа ВВЭР и РБМК. Дело в том, что замкнутый ядерный топливный цикл предполагает переработку ОЯТ, выгруженного из реактора, для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива. Замыкание ядерного топливного цикла приведет к тому, что с 2030 года в России не потребуется строить новые хранилища облученного ядерного топлива для парка АЭС мощностью 54 ГВт.
