Росатом: начат этап строительства энергокомплекса проекта «Прорыв»

Российский атомный проект «Прорыв» перешел от этапа подготовки к этапу строительства опытно-демонстрационного энергетического комплекса — это главный результат проекта, достигнутый в 2014 году, сообщил заместитель генерального директора госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков.

Проект «Прорыв», в котором планируется отработать технологии замыкания ядерного топливного цикла, необходимые для атомной энергетики будущего, реализуется на площадке Сибирского химического комбината (предприятие топливной компании Росатома ТВЭЛ) в ЗАТО Северск Томской области.

Реализация проекта включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом, а также модуля фабрикации/рефабрикации топлива для этого реактора и модуля переработки его отработавшего топлива. БРЕСТ-ОД-300 планируется запустить в 2020 году.

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.

«Самый главный результат 2014 года — мы перешли от стадии подготовки к реальному строительству опытно-демонстрационного энергетического комплекса», — сказал Першуков во вторник на пресс-конференции, посвященной ходу реализации «Прорыва».

«Второй главный результат — мы первыми в мире выпустили опытные партии принципиального нового топлива и поместили их в промышленный реактор на облучение. Это плотное нитридное топливо, которое существенно сокращает затраты на топливообеспечение атомных реакторов на быстрых нейтронах», — отметил замглавы Росатома.

Смешанное нитридное уран-плутониевое 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 жидкометаллическим теплоносителем.

Согласно материалам, представленным на пресс-конференции, к настоящему времени семь тепловыделяющих сборок со СНУП-топливом были загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600, работающий на третьем энергоблоке Белоярской АЭС.

По словам Першукова, первые результаты реакторных испытаний показывают устойчивую работу СНУП-топлива.

«Скептики предупреждали нас: для того чтобы создать новое (нитридное) топливо для «быстрых» реакторов, нужен период в 30 лет, а до момента, пока мы загрузим первые сборки (с таким топливом) в промышленный реактор, пройдет 10 лет. Мы не только загрузили за два с половиной года, но и выгрузили первую сборку и отправили (облученное топливо) на исследования, чтобы понять, какие дополнительные работы по оптимизации структуры топлива надо провести», — сказал Першуков.

В рамках проекта «Прорыв» в 2014 году были полностью выполнены запланированные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, в свою очередь отметил научный руководитель НИОКР проектного направления «Прорыв» Валерий Рачков.

Источник: http://ria.ru/atomtec/20150407/1057177760.html