Свежее
На ПС 220 кВ Призейская в Приамурье установлен дугогосящий реакторРоссети Новосибирск перенесут десятки опор ЛЭП с придомовых территорий в ТатарскеНарушенное из-за непогоды электроснабжение восстановили в Орловской областиБолее 48 тыс человек остаются без света в Смоленской области из-за непогодыРоссети Центр и Россети Центр и Приволжье задействуют дополнительные силы для ликвидации последствий 2-х волн циклонаРФ и Белоруссия продлят соглашение об урегулировании сотрудничества в нефтяной отрасли
Росатом подготовил к испытаниям нитридное уран-плутониевое топливо для будущего быстрого реактора БН-1200. Об этом сообщила во вторник пресс-служба топливного дивизиона госкорпорации «ТВЭЛ».
«На Сибирском химическом комбинате в Северске (АО „СХК“, предприятие ТВЭЛ) изготовлены и успешно прошли приемку экспериментальные тепловыделяющие сборки для реактора БН-600 с твэлами типоразмера БН-1200. Тепловыделяющие элементы содержат смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо), в 2023 году в соответствии с программой реакторных испытаний они будут загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС», — говорится в сообщении.
БН-1200М — быстрый натриевый реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1 200 МВт с реактором на быстрых нейтронах. Таким образом в России должна быть реализована концепция двухкомпонентной атомной энергетики с тепловыми и быстрыми реакторами большой мощности и замкнутым ядерным топливным циклом. В производстве свежего топлива планируется использовать вторичные продукты ядерного топливного цикла — обедненный уран, плутоний и регенерированный уран, выделенный из облученного топлива. Первый энергоблок БН-1200М планируется построить на площадке Белоярской АЭС в Свердловской области, где уже работают блоки-«предшественники» в линейке быстрых ядерных реакторов — БН-600 и БН-800.
Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок является уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на оксидное МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов — нитридное СНУП-топливо, которое будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (строится в Северске в рамках отраслевого проекта «Прорыв»). Экспериментальные тепловыделяющие сборки со СНУП-топливом производства АО «СХК» с 2014 года проходят испытания в реакторе БН-600. В ходе исследований постепенно достигается все более высокая глубина выгорания ядерного топлива.
Мы в телеграм:
Подпишитесь на наш Telegram Канал