Росатом изготовил первую партию топлива для реактора на быстрых нейтронах МБИР

НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР. Росатом Москва, 29 авг - ИА. Neftegaz.RU. Специалисты отделения топливных технологий Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР, Димитровград, входит в научный дивизион Росатома) изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР.
Об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Работа была выполнена в рамках комплексной программы Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ.

Тезисы начальника отделения топливных технологий НИИАР А. Святкина:

• впервые изготовлена опытная партия ТВЭЛ нового дизайна;
• в последующем данные тепловыделяющие элементы будут входить в состав штатных тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых в активной зоне строящегося на площадке института реактора МБИР;
• данная конструкция ТВЭЛ обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний.

Отмечается, что топливные элементы успешно прошли приемочные испытания, что позволяет перейти к производству топлива для стартовой загрузки исследовательского реактора.
По словам директора НИИАР А. Тузова, НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР с целью обеспечения своевременного физического и энергетического пуска

Реактор МБИР

• возводится в г. Димитровграде на площадке ГНЦ НИИАР;
• строительство объекта началось в 2015 г.;
• станет самым мощным из действующих, сооружаемых и проектируемых исследовательских реакторов в мире;
• считается важнейшим проект ом долгосрочного развития экспериментальной базы российской атомной отрасли, который позволит обеспечить лидерство РФ в развитии инновационных реакторных технологий на следующие полвека;
• ожидается, что его возможности позволят расширить изучение технологий двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут ускорить и обосновать создание безопасных ядерных энергетических установок 4^го поколения;
• тепловая мощность реактора с натриевым теплоносителем - 150 МВт;
• электрическая мощность - 55 МВт.
• ввод реактора в эксплуатацию запланирован на 2030 г.

МОКС-топливо

• смешанное оксидное ядерное топливо (ЯТ), состоящее из изотопов урана и плутония;
• в отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают:
• оксид плутония, получаемый при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) традиционных энергетических реакторов ВВЭР,
• и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана - ОГФУ, так называемых вторичных хвостов обогатительного производства).