Свежее
Венгрия и Сербия в конце года начнут строить нефтепровод для поставок из РоссииГосДума приняла в 1-м чтении законопроект, регулирующий безопасность термоядерных реакторов и установокГенерирующие компании РФ заплатили 5,5 млрд руб штрафов за отказы от проектов КОММодВ Казахстане предложили приостановить лицензии загрязняющих Каспий нефтяных компанийУТЗ поставит турбины для модернизации Заинской ГРЭСВ ХМАО завершена реконструкция ПС 110 кВ Северная
Госкорпорация «Росатом» планирует в 2016 году создать опытно-промышленную технологию изготовления нового ядерного топлива, предназначенного для российского атомного проекта «Прорыв», в ходе которого будут отработаны технологии, необходимые для развития атомной энергетики, сообщается в годовом отчете Росатома за 2015 год.
Проект «Прорыв» выполняется на площадке предприятия топливной компании Росатома ТВЭЛ Сибирского химического комбината (СХК, Северск, Томская область). Проект направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ). По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.
В замкнутом ЯТЦ за счет расширенного воспроизводства ядерного «горючего» в реакторах на быстрых нейтронах существенно увеличится топливная база ядерной энергетики, а также появится возможность значительно уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря «выжиганию» опасных радионуклидов. Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства «быстрых» реакторов.
В ходе проекта «Прорыв» будет создан опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного СНУП-топлива для этого реактора и комплекс по переработке отработавшего топлива. Полностью проект «Прорыв» на СХК должен заработать после 2020 года.
Смешанное нитридное уран-плутониевое 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 жидкометаллическим теплоносителем.
В 2015 году в СХК был создан комплекс экспериментальных установок для проведения технологических операций синтеза нитридных порошков и изготовления из него таблеток СНУП-топлива. «В 2016 году будет разработана опытно-промышленная технология изготовления СНУП-топлива», — говорится в годовом отчете Росатома.
Мы в телеграм:
Подпишитесь на наш Telegram Канал