Свежее
Тарифы за услуги ЖКХ проиндексируют в РФ с 1 июля в среднем на 11,9%Тарифы на электроэнергию для населения РФ с 1 июля индексируются на 12,6%Украина перешла на европейский стандарт напряжения в электросетях — 230 ВНа шахте «Алардинская» введена в эксплуатацию новая лаваНа время ремонта Владивостокская ТЭЦ-2 перейдет на резервное топливоАбхазия начнет закупать электроэнергию в РФ с августа по более дешевой цене
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