Новейшее российское ядерное "топливо будущего" готово к эксплуатации

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 ряд преимуществ, среди которых – высокая степень выгорания в реакторах, большая теплопроводность и совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.