Опытный ядерно-топливный комплекс проекта «Прорыв» построят в 2015 г

13 Март 2015

Комплекс экспериментальных установок для разработки и испытания технологий изготовления новейшего ядерного топлива планируется создать в этом году на Сибирском химическом комбинате (СХК, предприятие топливной компании ТВЭЛ госкорпорации «Росатом») в рамках российского атомного проекта «Прорыв».

Проект «Прорыв», который предполагает отработку технологии замыкания ядерного топливного цикла, реализуется на площадке СХК в томском ЗАТО Северск. Технология замкнутого цикла необходима для атомной энергетики будущего. 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.

Комплекс экспериментальных установок КЭУ-2 будет предназначен для технологических операций синтеза нитридных порошков и изготовления таблеток смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива. Установки станут прототипами опытно-промышленных образцов для производства этого новейшего топлива в ходе проекта «Прорыв», поясняется в размещенных на сайте атомной госкорпорации материалах конкурса, организованного предприятием Росатома АО «Атомкомплект».

Заказчик работ — ОАО «СвердНИИхиммаш» (входит в машиностроительный дивизион Росатома холдинг «Атомэнергомаш»). Начальная (максимальная) цена договора — 605,3 миллионов рублей. Заявки на конкурс принимаются не позднее 24 марта, подведение его итогов пройдет не позднее 20 апреля.

Рабочая конструкторская документация на комплекс должна быть разработана и согласована до середины июня. К этому сроку необходимо будет также подготовить площадку для комплекса на СХК. Монтаж и наладка комплекса должны быть выполнены до середины ноября.

Нитридное 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.

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.

Источник: РИА-Новости

Комментарии (0)