Актуально
В Минске одобрили ратификацию договора Белоруссии и РФ об общем энергорынкеЗа 5 лет в многоквартирных домах Санкт-Петербурга внедрено 600 тыс умных электросчетчиковРазрешено производство 1-го в РФ пассажирского судна на водородеРостехнадзор приостановил добычу угля в 5 шахтах в КузбассеРФ и Белоруссия 27 ноября завершают ратификацию соглашения о едином рынке электроэнергииКоличество автоматизированных модульных котельных в Приморье увеличится до 229
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.
Читайте в Telegram:
Наш Телеграм