Свежее
Более 11 км газопроводов переустроят в Москве в 2025гЭнергетики обеспечили мощностью новый терминал Ижевского аэропортаПотребление газа в РФ по итогам I кв превышает план ГазпромаНефтегазовые доходы бюджета РФ за I кв снизились на 9,8%На Загорской ГАЭС капитально отремонтируют ГА-4В 2025г для Приморья закупят 44 дизель-генератора
Реакторные испытания тепловыделяющих сборок с перспективным ядерным нитридным топливом, изготовленных на предприятии госкорпорации «Росатом» — «Сибирский химический комбинат», планируется начать до конца октября на Белоярской АЭС, сообщил представитель эксплуатирующего все АЭС России ОАО «Концерн Росэнергоатом».
Нитридное топливо для реакторов на быстрых нейтронах обладает рядом преимуществ по сравнению с традиционным ядерным топливом для АЭС, среди которых — высокая степень выгорания в реакторах, большая теплопроводность и совместимость с теплоносителем. Первые две экспериментальные тепловыделяющие сборки (ТВС) с плотным нитридным топливом были выпущены на СХК в сентябре. Эти ТВС будут испытываться в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 на третьем блоке Белоярской АЭС с целью принятия решения о возможности эксплуатации нитридного топлива в реакторах нового поколения.
«Обе сборки доставлены на Белоярскую АЭС. Их испытания планируется начать до конца октября», — сказал представитель «Росэнергоатома».
Работа третьего энергоблока Белоярской АЭС с реактором БН-600 приостановлена с 16 октября сроком на две недели для плановой перегрузки топлива и технического обслуживания оборудования. В процессе перегрузки топлива в реактор будут установлены в том числе и две новых сборки с нитридным топливом производства СХК, отметил собеседник.
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.
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.
Мы в телеграм:
Подпишитесь на наш Telegram Канал