„Росатом“ произведе експериментално гориво за усъвършенствани реактори
ТВЕЛ, горивното подразделение на руската държавна корпорация „Росатом“, произведе иновативно ядрено гориво за реакторите на бързи неутрони от IV поколение БН-1200 и БРЕСТ-ОД-300. Едновременно се разработват два варианта на уран-плутониевото ядрено гориво: оксидно (МОКС) и плътно нитридно гориво (СНУП). Горивните касети са произведени в Сибирския химически комбинат и ще бъдат изпитани в реактора на бързи неутрони БН-600 в Белоярската АЕЦ – зареждането им в активната зона е планирано за 2025 г.
Технологичното решение е теоретично обосновано в няколко държави, но за първи път може да се приложи на практика в руския реактор БН-1200, който е проектиран да използва едно от двете възможни горива – МОКС и СНУП. Строителството на първият в света реактор на бързи неутрони за търговска експлоатация трябва да започне на площадката на Белоярската АЕЦ през 2027 г.
Предимството на реакторите на бързи неутрони е способността им ефективно да използват вторичните продукти на горивния цикъл за производство на енергия. „Бързите“ реактори могат да произвеждат повече потенциално гориво, отколкото консумират, както и да „доизгарят“ (т.е. да рециклират с производство на енергия) високоактивните трансуранови елементи (актиниди).
„Росатом“ е лидер в развитието на ядрените технологиите от IV поколение, които могат да променят из основи ядрената енергетика поради новото ниво на безопасност и значителното намаляване на радиоактивните отпадъци. Компанията разработва иновативни практически решения за затваряне на ядрения горивен цикъл чрез протокола си за „Балансиран ядрен горивен цикъл“ (БЯГЦ) – програмата предоставя устойчив модел на потребление и производство като осигурява рационално управление на облъченото ядрено гориво чрез ефективната му преработка, която съществено намалява обема и активността на радиоактивните отпадъци.
