Рейтинг@Mail.ru
Собрана первая ТВС для реактора российского атомного проекта "Прорыв" - РИА Новости, 02.03.2020
Регистрация пройдена успешно!
Пожалуйста, перейдите по ссылке из письма, отправленного на
Модель электростанции на Международном форуме «АТОМЭКСПО»
Ядерные технологии

Собрана первая ТВС для реактора российского атомного проекта "Прорыв"

Читать ria.ru в
Проект "Прорыв" будет выполняться на площадке СХК в ЗАТО Северск Томской области. В этом проекте будут отработаны новые технологии атомной энергетики.

ТОМСК, 21 окт — РИА Новости. 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.

 
 
 
Лента новостей
0
Сначала новыеСначала старые
loader
Онлайн
Заголовок открываемого материала
Чтобы участвовать в дискуссии,
авторизуйтесь или зарегистрируйтесь
loader
Обсуждения
Заголовок открываемого материала