Новейшее российское ядерное "топливо будущего" готово к эксплуатации
МОСКВА, 2 окт — РИА Новости. Результаты, полученные специалистами российской атомной отрасли в ходе многочисленных испытаний перспективного смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива для реакторов на быстрых нейтронах, уже сейчас достаточны для начала его эксплуатации, заявил научный руководитель проектного направления "Прорыв" госкорпорации "Росатом", научный руководитель предприятия Росатома АО "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Доллежаля" (НИКИЭТ, Москва) Евгений Адамов. Выступая во вторник на открытии пятой международной научно-технической конференции "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" МНТК НИКИЭТ-2018, Адамов рассказал об успешных результатах испытаний в России СНУП-топлива для "быстрых" реакторов. "Сейчас уровень, который достигнут, вполне достаточен для того, чтобы начать эксплуатацию опытно-демонстрационного реактора в Северске", — подчеркнул Адамов. "Мы рассчитываем, что на будущий год начнутся активные работы по сооружению реактора. А пока заканчивается сооружение завода по производству смешанного топлива", — добавил он. Проект "Прорыв" — один из главных современных мировых проектов в атомной энергетике. В ходе проекта предусматривается создание ядерных энергетических технологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. По мнению специалистов, практическое использование результатов проекта создаст предпосылки для укрепления лидерства России на мировом рынке ядерных технологий. В рамках "Прорыва", в числе прочего, планируется построить на площадке предприятия Росатома "Сибирский химический комбинат" (Северск, Томская область) опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК), в состав которого войдут реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для этого реактора, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Смешанное нитридное уран-плутониевое топливо для реакторов на быстрых нейтронах имеет рядом преимуществ, среди которых — высокая степень выгорания в реакторах, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем. Пятая международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" МНТК НИКИЭТ-2018 организована НИКИЭТ при поддержке Росатома, Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), Российской академии наук и Ядерного общества России.
