Рейтинг@Mail.ru
Новейшее российское ядерное "топливо будущего" готово к эксплуатации - РИА Новости, 03.03.2020
Регистрация пройдена успешно!
Пожалуйста, перейдите по ссылке из письма, отправленного на
Модель электростанции на Международном форуме «АТОМЭКСПО»
Ядерные технологии

Новейшее российское ядерное "топливо будущего" готово к эксплуатации

Читать ria.ru в

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 ДА

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.

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