Регистрация пройдена успешно!
Пожалуйста, перейдите по ссылке из письма, отправленного на
Модель электростанции на Международном форуме «АТОМЭКСПО»
Ядерные технологии

Собрана первая ТВС для реактора российского атомного проекта "Прорыв"

Читать ria.ru в
Проект "Прорыв" будет выполняться на площадке СХК в ЗАТО Северск Томской области. В этом проекте будут отработаны новые технологии атомной энергетики.

ТОМСК, 21 окт — РИА Новости. Первая экспериментальная тепловыделяющая сборка "ЭТВС-5" с перспективным ядерным топливом для реактора БРЕСТ-ОД-300 российского атомного проекта "Прорыв", в котором будут отработаны новые технологии атомной энергетики, собрана на предприятии госкорпорации "Росатом" — Сибирском химическом комбинате (СХК) и принята специальной комиссией, говорится в сообщении СХК.

Проект "Прорыв" будет выполняться на площадке СХК в ЗАТО Северск Томской области. 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.

"На СХК проведены приемосдаточные испытания экспериментальной тепловыделяющей сборки "ЭТВС-5" со смешанным уран-плутониевым нитридным топливом. Комиссией подписан акт и протокол приемочных испытаний. Констатировано, что изделие полностью соответствует всем заявленным требованиям конструкторской документации, отклонений не имеет и может быть использовано для проведения испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС", — говорится в сообщении.

Отмечается, что именно эта сборка является прототипом для реактора БРЕСТ-ОД-300. Реакторные испытания на Белоярской АЭС она будет проходить три года.

Главный технолог проекта "Прорыв", председатель приемо-сдаточной комиссии Владимир Троянов отметил, что успешные испытания ТВС должны доказать безопасность их последующей эксплуатации в реакторной установке.

Нитридное 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 теплоносителем.

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.

 
 
 
Лента новостей
0
Сначала новыеСначала старые
loader
Онлайн
Заголовок открываемого материала
Чтобы участвовать в дискуссии
авторизуйтесь или зарегистрируйтесь
loader
Чаты
Заголовок открываемого материала