Свежее
РФ и КНР планируют в ближайшее время подписать контракт по «Силе Сибири — 2»Научно-технический совет по развитию ТЭК создан при главе Минэнерго РФСПбМТСБ утвердила стратегию на 2024–2028ггВ Дагестане расширят ПС 110 кВ ЗФС, участвующую в выдаче мощности Чирюртских ГЭССО представил подходы к интеграции ВИЭ в энергосистемуМинэнерго РФ подготовило меры по увеличению предложения топлива на внутреннем рынке
1-я сборка с топливом для реактора БРЕСТ-ОД-300 изготовлена на СХК
- 21 октября, 2014
- 18:03
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.
Мы в телеграм:
Подпишитесь на наш Telegram Канал
РФ и КНР планируют в ближайшее время подписать контракт по «Силе Сибири — 2»
Мощностью 50 млрд куб м газа через территорию Монголии.
Научно-технический совет по развитию ТЭК создан при главе Минэнерго РФ
Одна из основных целей работы совета — достижение технологического суверенитета…
СПбМТСБ утвердила стратегию на 2024–2028гг
В предстоящие 5 лет СПбМТСБ планирует внедрить новые торговые и…
В Дагестане расширят ПС 110 кВ ЗФС, участвующую в выдаче мощности Чирюртских ГЭС
Взамен устаревшего трансформатора мощностью 31,5 МВА смонтируют трансформатор на 40…
СО представил подходы к интеграции ВИЭ в энергосистему
При возрастании доли ВИЭ критически важным фактором становится территориальная распределенность…
Минэнерго РФ подготовило меры по увеличению предложения топлива на внутреннем рынке
По итогам совместной работы ФАС и Минэнерго вступил в действие…