В РФ к 2019г завершат испытания перспективного ЯТ

Испытания смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для ядерных реакторов на быстрых нейтронах, которые, как считается, необходимы для развития атомной энергетики, планируется полностью выполнить в России к 2019 году, сообщил научный руководитель проектного направления «Прорыв» Евгений Адамов.

Объекты проекта «Прорыв» создаются на площадке предприятия топливной компании Росатома ТВЭЛ Сибирского химического комбината (СХК, Северск, Томская область). Проект направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий.

В замкнутом ЯТЦ за счет полного использования уранового сырья в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (бридерах) 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» планируется построить опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного СНУП-топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива.

По словам Адамова, специалистам хорошо известно, что для реакторов на быстрых нейтронах оптимальным являются плотные ядерные топлива – металлическое, которому отдают предпочтение в США, карбидное (выбор индийских специалистов) или нитридное.

«В СССР на лабораторном уровне успели поработать со всеми видами плотных топлив и остановились на нитридном смешанном уран-плутониевом. Сейчас состояние разработки такого топлива в РФ опережает все другие страны, и мы считаем, что к 2019 году будут завершены как дореакторные, так и реакторные исследования, позволяющие обосновать такое топливо для первой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300», — сказал Адамов.