Регистрация пройдена успешно!
Пожалуйста, перейдите по ссылке из письма, отправленного на
Ядерные технологии

Новейшее российское ядерное "топливо будущего" готово к эксплуатации

МОСКВА, 2 окт — РИА Новости. Результаты многочисленных испытаний смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива для реакторов на быстрых нейтронах уже сейчас достаточны для начала его эксплуатации, заявил научный руководитель проекта "Прорыв" госкорпорации "Росатом", научный руководитель Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники имени Доллежаля Евгений Адамов.

Эскиз перспективного авиационного комплекса дальней авиации (ПАК ДА, или Изделие 80)
СМИ раскрыли характеристики будущего двигателя ПАК ДАСогласно заявленным в тендере требованиям, основная и дублирующая электронные системы двигателя должны будут обеспечить полет самолета продолжительностью до 30 часов.

Он пояснил, что достигнутого уровня достаточно для начала эксплуатации опытно-демонстрационного реактора.

"Мы рассчитываем, что на будущий год начнутся активные работы по сооружению реактора. А пока заканчивается возведение завода по производству смешанного топлива", — заявил Адамов, выступая на пятой международной научно-технической конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики".

"Прорыв" — один из главных современных проектов в мировой атомной энергетике. Он предусматривает создание энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с применением реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта укрепит лидерство России на глобальном рынке ядерных технологий.

Стенд Государственной корпорации по атомной энергии Росатом. Архивное фото
Росатом готов тиражировать свой "Умный город" в России и за рубежом

Планируется построить на площадке предприятия "Росатома" "Сибирский химический комбинат" (Северск, Томская область) опытно-демонстрационный энергокомплекс, в состав которого войдут реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.

Смешанное нитридное уран-плутониевое топливо для реакторов на быстрых нейтронах имеет ряд преимуществ, среди которых — высокая степень выгорания, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.

Оценить 500
Лучшие комментарии
ddmitriy32Br2 октября, 13:47
Россия мировой лидер в развитии технологий для атомной энергетики. Так держать.
Сергей Суворов2 октября, 12:52
великолепно !
Рекомендуем
РИА
Новости
Лента
новостей
Сначала новыеСначала старые
loader
Онлайн
Заголовок открываемого материала
Чтобы участвовать в дискуссии
авторизуйтесь или зарегистрируйтесь
loader
Чаты
Заголовок открываемого материала