В Северске запущен завод по производству ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300
Атомщики приступят к изготовлению СНУП-топлива, после того, как регулятор одобрит обращение с плутонием. Для стартовой загрузки реактора предстоит изготовить более 200 тепловыделяющих сборок с этим видом ядерного топлива. Пресс-служба Росатома Москва, 25 дек - ИА Neftegaz.RU. В Северске Томской области специалисты Росатома ввели в опытно-промышленную эксплуатацию модуль по фабрикации/рефабрикации (МФР) ядерного топлива (ЯТ) для инновационного реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300.
Об этом сообщила пресс-служба компании.
На инновационном и автоматизированном заводе, производственные участки которого успешно прошли комплексное опробование, уже изготовлены первые макетные топливные кассеты в дизайне активной зоны БРЕСТ-ОД-300 с топливными таблетками из нитрида обедненного урана.
На МФР были возведены 4 технологических линии:
Когда регулятор одобрит обращение с плутонием, сибирские атомщики приступят к изготовлению смешанного плотного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топлива), т. е. целевого продукта МФР.
Уточняется, что для стартовой загрузки реактора предстоит создать более 200 тепловыделяющих сборок (ТВС) со СНУП-топливом.
Технология фабрикации нитридного уран-плутониевого топлива была разработана учеными Росатома.
Тепловыделяющие сборки с опытными твэлами на базе СНУП-топлива прошли испытания в исследовательском реакторе БОР-60 в димитровградском НИИ атомных реакторов и в коммерческом быстром реакторе БН-600 на Белоярской атомной электростанции (АЭС).
В результате были получены данные для обоснования стартовой загрузки реактора БРЕСТ-ОД-300, в т. ч. требуемый на этом этапе уровень выгорания ЯТ.
ОДЭК будет включать 3 взаимосвязанных объекта:
Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию, т. е. повторное изготовление свежего топлива.
Эта система станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.
Тезисы гендиректора Росатома А. Лихачева:
В реакторах на тепловых нейтронах, которые составляют основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, а оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы.
Реакторы на быстрых нейтронах отличает их способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла, в т. ч. плутоний.
Также такие реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют и утилизировать высокоактивные трансурановые элементы (актиниды), вырабатывая при этом энергию.
Как уточнялось ранее, реактор БРЕСТ-ОД-300 самостоятельно будет обеспечивать себя основным энергокомпонентом - плутонием -239, воспроизводя его из изотопа урана-238.
Об этом сообщила пресс-служба компании.
На инновационном и автоматизированном заводе, производственные участки которого успешно прошли комплексное опробование, уже изготовлены первые макетные топливные кассеты в дизайне активной зоны БРЕСТ-ОД-300 с топливными таблетками из нитрида обедненного урана.
На МФР были возведены 4 технологических линии:
- карботермический синтез смешанных нитридов урана и плутония,
- создание топливных таблеток,
- производство тепловыделяющих элементов,
- сборка комплектных топливных кассет.
Когда регулятор одобрит обращение с плутонием, сибирские атомщики приступят к изготовлению смешанного плотного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топлива), т. е. целевого продукта МФР.
Уточняется, что для стартовой загрузки реактора предстоит создать более 200 тепловыделяющих сборок (ТВС) со СНУП-топливом.
Технология фабрикации нитридного уран-плутониевого топлива была разработана учеными Росатома.
Тепловыделяющие сборки с опытными твэлами на базе СНУП-топлива прошли испытания в исследовательском реакторе БОР-60 в димитровградском НИИ атомных реакторов и в коммерческом быстром реакторе БН-600 на Белоярской атомной электростанции (АЭС).
В результате были получены данные для обоснования стартовой загрузки реактора БРЕСТ-ОД-300, в т. ч. требуемый на этом этапе уровень выгорания ЯТ.
ОДЭК
Новое предприятие - первый из 3х объектов Опытно-демонстрационного энергокомплекса IV поколения (ОДЭК), строящегося в рамках отраслевого проекта Прорыв на территории Сибирского химического комбината (СХК, предприятие Росатома).ОДЭК будет включать 3 взаимосвязанных объекта:
- модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) плотного нитридного уран-плутониевого ЯТ,
- энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300,
- модуль по переработке облученного топлива.
Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию, т. е. повторное изготовление свежего топлива.
Эта система станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.
Тезисы гендиректора Росатома А. Лихачева:
- сегодня Росатом дальше всех продвинулся в развитии ядерных технологий IV поколения;
- по классификации МАГАТЭ, это предполагает боле высокую эффективность использования уранового топливного сырья, повышенные стандарты безопасности и эксплуатации ядерных установок, а также значительное сокращение объемов образования ядерных отходов;
- этим принципам соответствуют технологические решения, принятые на ОДЭК и по топливу из обедненного урана и плутония, и по реакторной установке БРЕСТ, основанной на естественной безопасности, и по новейшим более эффективным технологиям радиохимии для переработки облученного топлива.
Реактор БРЕСТ-ОД-300
- станет 1й в мире реакторной установкой со свинцовым теплоносителем, в его архитектуре заложены принципы естественной безопасности;
- также будет использовано инновационное СНУП-топливо, состоящее из вторичных продуктов ядерного топливного цикла - обедненного урана и плутония;
- его производство и внедрение позволит расширить ресурсную базу атомной энергетики, перерабатывать облученные ТВС для производства свежего топлива вместо хранения, а также радикально уменьшить образование ядерных отходов и их активность;
- установленная мощность реактора - 300 МВт.
В реакторах на тепловых нейтронах, которые составляют основу современной атомной энергетики, используется около 1% урана, а оставшиеся 99% направляются на временное хранение или утилизируются как радиоактивные отходы.
Реакторы на быстрых нейтронах отличает их способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла, в т. ч. плутоний.
Также такие реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют и утилизировать высокоактивные трансурановые элементы (актиниды), вырабатывая при этом энергию.
Как уточнялось ранее, реактор БРЕСТ-ОД-300 самостоятельно будет обеспечивать себя основным энергокомпонентом - плутонием -239, воспроизводя его из изотопа урана-238.