Свежее
Рекордные значения летнего потребления мощности достигнуты в 5 ОЭС РФОЭС Востока установила новый рекорд летнего потребления мощностиОЭС Юга установила новый рекорд летнего потребления мощностиВ РФ необходимо создать новый рынок золошлаковой продукции для утилизации ЗШОВ Приморском районе Новороссийска реконструируют ПС 110 кВРобот впервые проверил теплосети котельной в Петербурге
Росатом подготовил к испытаниям нитридное уран-плутониевое топливо для будущего быстрого реактора БН-1200. Об этом сообщила во вторник пресс-служба топливного дивизиона госкорпорации «ТВЭЛ».
«На Сибирском химическом комбинате в Северске (АО „СХК“, предприятие ТВЭЛ) изготовлены и успешно прошли приемку экспериментальные тепловыделяющие сборки для реактора БН-600 с твэлами типоразмера БН-1200. Тепловыделяющие элементы содержат смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо), в 2023 году в соответствии с программой реакторных испытаний они будут загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС», — говорится в сообщении.
БН-1200М — быстрый натриевый реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1 200 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Таким образом в России должна быть реализована концепция двухкомпонентной атомной энергетики с тепловыми и быстрыми реакторами большой мощности и замкнутым ядерным топливным циклом. В производстве свежего топлива планируется использовать вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран, плутоний и регенерированный уран, выделенный из облученного топлива. Первый энергоблок БН-1200М планируется построить на площадке Белоярской АЭС в Свердловской области, где уже работают блоки-«предшественники» в линейке быстрых ядерных реакторов — БН-600 и БН-800.
Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок является уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на оксидное МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов — нитридное СНУП-топливо, которое будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (строится в Северске в рамках отраслевого проекта «Прорыв»). Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом производства АО «СХК» с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600. В ходе исследований постепенно достигается все более высокая глубина выгорания ядерного топлива.
Мы в телеграм:
Подпишитесь на наш Telegram Канал
Рекордные значения летнего потребления мощности достигнуты в 5 ОЭС РФ
ОЭС Востока, Средней Волги, Центра, Северо-Запада, Юга.
ОЭС Востока установила новый рекорд летнего потребления мощности
4 июля установлено новое значение максимума летнего потребления мощности на…
ОЭС Юга установила новый рекорд летнего потребления мощности
14 июля в 16:00 мск установлено новое значение максимума летнего…
В РФ необходимо создать новый рынок золошлаковой продукции для утилизации ЗШО
В утвержденной кабмином Энергостратегии РФ до 2050г поставлена задача достичь…
В Приморском районе Новороссийска реконструируют ПС 110 кВ
Энергетики заменят 2 силовых трансформатора, увеличив мощность питающего центра в…
Робот впервые проверил теплосети котельной в Петербурге
Это позволило выявить и устранить дефекты трубопроводов без отключения горячего…