"Росатом" изготовил первую партию топлива для нового сверхмощного реактора

Этот реактор на быстрых нейтронах играет ключевую роль в развитии атомной энергетики в России.

Специалисты отделения топливных технологий НИИАР изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для реактора МБИР. Это важный шаг на пути к запуску реактора и исследованию его возможностей.

Таким образом, Россия продолжает активно развивать свои возможности в области ядерной энергетики, стремясь к созданию современных и безопасных энергетических решений. Успешное изготовление опытной партии топлива для МБИР - это важный шаг в этом направлении.

В рамках комплексной программы "Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации" была успешно завершена работа по изготовлению опытной партии твэлов нового дизайна. Эти тепловыделяющие элементы предназначены для включения в штатные тепловыделяющие сборки, которые будут использоваться в активной зоне института реактора МБИР. Согласно заявлению начальника отделения топливных технологий НИИАР Александра Святкина, новая конструкция твэла обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным для проведения реакторных испытаний.

Экспериментальные исследования, проведенные в рамках данной программы, позволили сделать значительный шаг в развитии ядерных технологий в России. Новый дизайн твэлов открывает перед инженерами и учеными новые перспективы для улучшения эффективности и безопасности ядерных реакторов.

Технологические инновации, внедренные в процесс изготовления твэлов, могут привести к снижению затрат на производство ядерного топлива и увеличению его долговечности. Это важный шаг в направлении обеспечения энергетической безопасности страны и развития ядерной отрасли.

Экспериментальная база НИИАР становится ключевым элементом в развитии отечественной атомной отрасли на долгие годы вперед. Стартовая загрузка МБИР, прошедшая успешные приемочные испытания, отмечена как важный этап подготовки к физическому и энергетическому запуску реактора. Государственный научный центр НИИАР активно готовится к началу производства топлива для МБИР, стремясь обеспечить своевременный запуск реактора, подчеркнул директор центра, Александр Тузов.

Отмечается, что успешное завершение приемочных испытаний топливных элементов является важным шагом в развитии инновационных реакторных технологий. Это позволит не только обеспечить лидерство России в данной области, но и создать основу для долгосрочного развития ядерной энергетики.

Сооружение реактора МБИР на площадке НИИАР несет в себе потенциал для значительного улучшения энергетической безопасности и содействия экологической устойчивости. Этот проект станет примером успешного внедрения передовых технологий в отечественной атомной отрасли и позволит стране оставаться на передовых позициях в сфере ядерной энергетики на протяжении многих лет.

Атомная отрасль сегодня стоит перед вызовами современности и технологического развития, и новый реактор, обладающий тепловой мощностью 150 МВт и электрической мощностью 55 МВт, призван стать ответом на эти вызовы. Его запуск планируется на ближайшие 50 лет, что предполагает обеспечение отрасли современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на долгие годы.

Ожидается, что новый реактор значительно расширит возможности изучения технологий двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла. Его введение также содействует ускорению и обоснованию создания безопасных ядерных энергетических установок IV поколения. Это открывает новые перспективы для развития ядерной энергетики и повышения ее эффективности.

МОКС-топливо, состоящее из изотопов урана и плутония, играет ключевую роль в обеспечении энергетических потребностей исследовательской инфраструктуры. Его использование позволяет повысить эффективность ядерных реакторов и сделать процесс генерации электроэнергии более устойчивым и экологически безопасным.

МОКС-топливо, используемое в некоторых ядерных реакторах, отличается от обычного уранового топлива. Для его производства используют оксид плутония, получаемый из переработки отработанного ядерного топлива ВВЭР, и оксид обедненного урана. Этот процесс включает в себя обесфторивание гексафторида обедненного урана, который является продуктом обогатительного производства.

МОКС-топливо представляет собой смесь плутония и урана, которая обладает уникальными свойствами. Оно способствует увеличению эффективности использования ядерной энергии и снижению количества радиоактивных отходов.

Использование МОКС-топлива в ядерных реакторах позволяет увеличить производство электроэнергии и снизить зависимость от традиционных источников энергии. Такой подход способствует устойчивому развитию энергетики и сокращению выбросов парниковых газов.

Источник и фото - ria.ru