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.

https://www.rosatom.ru