ТОМСК, 18 сен — РИА Новости. Первая экспериментальная тепловыделяющая сборка с новейшим перспективным нитридным ядерным топливом изготовлена на Сибирском химическом комбинате (СХК, предприятие госкорпорации "Росатом"), такие сборки будут применяться в реакторах-прототипах ядерных установок для атомной энергетики будущего, сообщили РИА Новости в четверг в пресс-службе предприятия.
"Проведены приемосдаточные испытания первой полномасштабной тепловыделяющей сборки ТВС-4 с нитридным топливом. Это результат совместной работы СХК и нескольких отраслевых институтов… Данная сборка предназначена для загрузки в реактор на быстрых нейтронах БН-600 — третий блок Белоярской АЭС", — говорится в сообщении СХК. Далее эта сборка будет испытана с целью принятия решения о возможности эксплуатации нитридного топлива в реакторах нового поколения.
Главный технолог проекта "Новые технологические платформы" Владимир Троянов отметил, что первая полномасштабная сборка для реактора БН-600 — "это первый шаг к созданию замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах".
"К тому же, данное изделие имеет столько конструктивных особенностей, что можно смело говорить о его несомненной инновационности. Например, применяемые материалы имеют повышенную радиационную стойкость, что позволяет существенно повысить ресурс их эксплуатации, а следовательно увеличить экономику реакторов на быстрых нейтронах. Но самое главное их отличие заключается в смешанном нитридном топливе, изготовленном на СХК", — сказал он.
Генеральный директор СХК Сергей Точилин отметил, что новая сборка — изделие уникальное и аналогов в мире ему нет. Он выразил надежду, что комиссия "Росатома" примет его, после чего "мы сможем изготовить следующее изделие — ТВС-5, уже для реактора БРЕСТ-ОД-300".
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.
В прошлом году СХК изготовил экспериментальные тепловыделяющие элементы (твэлы) с нитридным топливом. Тепловыделяющая сборка представляет собой конструкцию из твэлов.
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.
