Актуально
В Крыму увеличат число АЗС с топливом в свободной продажеМинэнерго РФ не рассматривает запрет экспорта дизеля для НПЗСО ЕЭС в декабре проведет 1-й отбор агрегаторов энергоспроса в ДФОВ 2026г Хабаровский нефтезавод планирует переработать свыше 5 млн т нефтиРоссети предложили ужесточить ответственность за самовольное присоединение «черных» майнеров к электросетямСтремительный рост экспорта СПГ из США может привести к перенасыщению рынка
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
Минэнерго РФ не рассматривает запрет экспорта дизеля для НПЗ
Ранее правительство РФ ввело ограничения на экспорт бензина и дизеля…
СО ЕЭС в декабре проведет 1-й отбор агрегаторов энергоспроса в ДФО
В 1-й ценовой зоне предельный объем услуг управления спросом составит…
В 2026г Хабаровский нефтезавод планирует переработать свыше 5 млн т нефти
Автобензина планируется произвести 693 тыс т, дизтоплива — 1 млн…
Россети предложили ужесточить ответственность за самовольное присоединение «черных» майнеров к электросетям
За 9 мес 2025г в СКФО зафиксированы 94 случая хищения…
Стремительный рост экспорта СПГ из США может привести к перенасыщению рынка
Только за последний месяц в Вашингтоне был одобрен запуск 3-х…