Причина, по которой нет плутониевых реакторов на быстрых нейтронах, впрочем, весьма простая. Исследуем, как работают реакторы на быстрых нейтронах и в чем заключается их преимущество в ядерной энергетике. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально.
В шаге от безотходной ядерной энергетики
ЦАИР частного учреждения «Наука и инновации» был представлен доклад «История и перспективы развития зарубежных проектов реакторов с быстрым спектром нейтронов и натриевым теплоносителем», включающий анализ ретроспективы развития быстрых натриевых реакторов за рубежом, описание текущих зарубежных проектов реакторов типа БН и национальных программ поддержки их развития, а также результаты многокритериального сравнения данной технологии с другими инновационными реакторными системами.
Впрочем, белоярская станция одна из самых безопасных в мире. Персональные счетчики Гейгера не дадут соврать — цифры нулевые. Сама установка скрыта под этим оранжевым колпаком, а по большим трубам разогретый теплоноситель поступает в парогенераторы", — отметил корреспондент. Именно этот инновационный реактор на быстрых нейтронах стал настоящей мировой сенсацией, когда первым на планете целый год вырабатывал энергию на МОКС-топливе. Так называют радиоактивный коктейль, который образуют классические атомные станции в процессе работы. Ученые сумели превратить опасные соединения в топливо, которого хватит на тысячи лет. Ядерная реакция происходит в тепловыделяющей сборке, которая находится в активной зоне реактора. При попадании нейтрона, ядро урана делится на две части, которые разлетаются с большой скоростью.
БРЕСТ позволяет полностью утилизировать тяжёлые ядра, которые образуются в результате реакции, происходящей в силовой установке. К сожалению, такие ядра выражаясь учёным языком, «минорные актиноиды» имеют период полураспада от нескольких десятков тысяч до сотен тысяч лет. А новый аппарат замыкает цикл. После его работы остаются отходы, которые уже через 300 лет становятся абсолютно безвредными. Именно поэтому такие агрегаты и называют "быстрыми реакторами", потому что после них не остаётся бесконечно опасных по времени нейтрализации продуктов распада». Не просто полностью безопасный, но ещё и сугубо мирный Но есть у нашего реактора и ещё одна особенность: оказывается, при помощи «Прорыва» нельзя получить оружейный уран. Такую силовую установку можно поставлять куда угодно, потому что она принципиально не в состоянии произвести оружие. Кстати, до того, как Россия представила неопровержимые доказательства, многие зарубежные учёные просто отказывались верить, что созданная на нашей земле новая силовая установка не только не оставляет после себя грязных радиоактивных отходов, но ещё и полностью безопасна: она может выдержать и ураган, и землетрясение, и наводнение, не навредив ни людям, ни окружающей среде. Одна из тайн нашего чудо-реактора заключается в том, что, в качестве теплоносителя, он использует свинец. Этот металл, даже в случае попадания в «горячую зону» силовой установки, не вступает в реакцию. Соответственно, отравления окружающей среды не произойдёт.
Дожигание минорных актинидов — это следующий шаг в замыкании ядерного топливного цикла, который должен не только уменьшить количество ядерных отходов, подлежащих финальной изоляции, но и значительно снизить их радиоактивность. В перспективе это дает возможность отказаться от сложного и дорогостоящего глубинного захоронения отходов», — прокомментировал старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов. Она появилась в 2021 году как часть продуктового направления «Сбалансированный ядерный топливный цикл» и рассчитана до 2035 года. Программа включает задачи по выделению минорных актинидов в отдельные фракции, их промежуточное хранение, вовлечение в топливо быстрых реакторов, эксплуатацию такого топлива, послереакторные исследования и др. Еще один важный аспект — оптимизация реакторных установок для выжигания максимального количества минорных актинидов. Сбалансированный ядерный топливный цикл ЯТЦ — это продукт Госкорпорации «Росатом», основанный на инновационных практических решениях в области замыкания ядерного топливного цикла, позволяющих эффективно переработать облученное ядерное топливо и обеспечить рациональное обращение с продуктами переработки, как полезными уран, плутоний , так и направляемыми на захоронение продукты деления. Сбалансированный ЯТЦ ставит своей основной задачей принципиальное снижение объема и активности радиоактивных отходов, направляемых на захоронение.
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
Более того, реакторы на быстрых нейтронах позволяют реализовать замкнутый топливный цикл, поскольку «сжигается» только уран-238, после переработки (извлечения продуктов деления и добавления новых порций урана-238) топливо можно вновь загружать в реактор. На Белоярской АЭС после планово-предупредительного ремонта (ППР) включили в сеть энергоблок № 4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Это послужит дальнейшему развитию реакторов на быстрых нейтронах и пониманию, что происходит в радиационных полях с различными материалами».
АО "ТВЭЛ" представило инновационные решения для замыкания ядерного топливного цикла
Быстрые же реакторы работают в условиях замкнутого ядерного топливного цикла ЗЯТЦ. В таком цикле из ОЯТ выделяют немного веществ, которые требуют захоронения, а остальное можно использовать повторно. В МОКС-топливе есть ещё один важный компонент — плутоний. Его у нас тоже очень много — ведь он копится в любом ядерном топливе при работе реактора. И когда мы перерабатываем отработавшее топливо, то извлекаем из него плутоний.
За ядерным топливом будущее? Этот материал представляет собой отличный энергетический источник — собственно, в МОКС-топливе он выступает основным энерговыделителем. Когда работает быстрый реактор, плутоний делится, отдаёт свою энергию натрию, а тот преобразует её в электричество. Но это ещё не всё.
В ходе ядерных реакций из урана тоже образуется плутоний, который также благополучно делится и в конце концов отдаёт свою энергию в провода. То есть в процессе работы реактора плутоний тратится, но при этом нарабатывается из второго компонента — урана. Подарок будущим поколениям — Получается, что для производства МОКС-топлива у нас компонентов намного больше, чем для работы реакторов на тепловых нейтронах? Для тепловых реакторов нужно постоянно добывать уран из-под земли, обогащать его, а потом этот драгоценный изотоп уран-235 выгорает.
А в случае уранплутониевого топлива получается так: мы берём обеднённый уран и плутоний, кладём в реактор, там плутоний одновременно и выгорает, и нарабатывается. И дальше уже вопрос баланса. Козёл, МОХ и жёлтый кек: как хорошо вы понимаете язык атомщиков Есть так называемый коэффициент воспроизводства, то есть соотношение между тем, сколько плутония мы запихнули в реактор, и тем, сколько выгрузили после того, как сборка отработает. Если он меньше единицы, значит, выработалось меньше, чем сгорело.
На тепловых реакторах коэффициент воспроизводства топлива гораздо меньше единицы. Для справки Идею быстрых реакторов предложил ещё в 30-е годы XX века лауреат Нобелевской премии по физике Энрико Ферми, «папа» первого в мире ядерного реактора. Он доказал, что быстрые реакторы способны создавать делящиеся материалы и поэтому в них можно попробовать максимально использовать возможности урана. Эту идею тут же подхватили в СССР.
Первый быстрый реактор, БН-1, построили в нашей стране в 1955 году. Он обладал низкой мощностью, зато проведённые на нём исследования доказали: в быстрых реакторах действительно можно воспроизводить топливо. Эксперименты продолжились.
Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Новое топливо Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония. СНУП-топливо получают из обедненного урана, оставшегося после обогащения, и энергетического плутония, произведенного из облученного топлива, с помощью технологии карботермического синтеза. По мнению ученых, применение нитридов позволит удлинить топливную кампанию, то есть время работы топливной сборки, и тем самым улучшить экономические показатели эксплуатации. Новая жизнь атомной энергетики Как уже было сказано, блок с реактором БРЕСТ — компонент опытно-демонстрационного энергетического комплекса. Кроме реакторного блока в ОДЭК входит пристанционный завод, состоящий из модуля переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуля фабрикации-рефабрикации, где будут изготавливаться тепловыделяющие элементы для БРЕСТ.
На заводе планируется производить топливо, компоненты которого со временем будут извлекаться из облученного ядерного топлива ОЯТ. Благодаря переработке ОЯТ топливный цикл удастся замкнуть. Создание такого цикла на ОДЭК предусматривает включение в топливо минорных актинидов радиотоксичных трансурановых элементов, образующихся в процессе облучения для их последующей трансмутации. Благодаря взаимодействию с быстрыми нейтронами кюрий, нептуний и америций будут превращаться в другие, менее опасные химические элементы. Первый — БН-800, в котором также используются обедненный уран и плутоний из облученного топлива. Но топливо для БН-800 производится на Горно-химическом комбинате, а в Северске оно будет изготавливаться и эксплуатироваться на одной площадке.
К числу таких решений относились: натриевый теплоноситель для отвода тепла от ядерного реактора, керамическое топливо в виде смеси диоксидов урана и плутония, нержавеющие стали в качестве основного материала конструкций, контактирующих с натрием. Реактор БОР-60 разработчик проекта РУ — ОКБ «Гидропресс» представлял собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов и разрабатывался с более широкими возможностями для проведения различных исследований. Реактор был введен в эксплуатацию в 1969 году и является основной экспериментальной базой натриевых реакторов по настоящее время.
Африкантова, научный руководитель проектов — Физико-энергетический институт им. БН-350: первый в мире опытно-промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах Опытно-промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350 была построена на полуострове Мангышлак вблизи г. Шевченко в настоящее время — г. Актау, Республика Казахстан и предназначалась для выработки электроэнергии и опреснения морской воды, что требовалось для нужд промышленных предприятий и города. В период эксплуатации БН-350 это была единственная атомная опреснительная установка в мире. Начало работ над проектом — 1960 год. Начало строительства — 1964 год. Вывод из эксплуатации — 1998 год.
Его у нас тоже очень много — ведь он копится в любом ядерном топливе при работе реактора. И когда мы перерабатываем отработавшее топливо, то извлекаем из него плутоний. За ядерным топливом будущее? Этот материал представляет собой отличный энергетический источник — собственно, в МОКС-топливе он выступает основным энерговыделителем. Когда работает быстрый реактор, плутоний делится, отдаёт свою энергию натрию, а тот преобразует её в электричество. Но это ещё не всё. В ходе ядерных реакций из урана тоже образуется плутоний, который также благополучно делится и в конце концов отдаёт свою энергию в провода. То есть в процессе работы реактора плутоний тратится, но при этом нарабатывается из второго компонента — урана. Подарок будущим поколениям — Получается, что для производства МОКС-топлива у нас компонентов намного больше, чем для работы реакторов на тепловых нейтронах? Для тепловых реакторов нужно постоянно добывать уран из-под земли, обогащать его, а потом этот драгоценный изотоп уран-235 выгорает. А в случае уранплутониевого топлива получается так: мы берём обеднённый уран и плутоний, кладём в реактор, там плутоний одновременно и выгорает, и нарабатывается. И дальше уже вопрос баланса. Козёл, МОХ и жёлтый кек: как хорошо вы понимаете язык атомщиков Есть так называемый коэффициент воспроизводства, то есть соотношение между тем, сколько плутония мы запихнули в реактор, и тем, сколько выгрузили после того, как сборка отработает. Если он меньше единицы, значит, выработалось меньше, чем сгорело. На тепловых реакторах коэффициент воспроизводства топлива гораздо меньше единицы. Для справки Идею быстрых реакторов предложил ещё в 30-е годы XX века лауреат Нобелевской премии по физике Энрико Ферми, «папа» первого в мире ядерного реактора. Он доказал, что быстрые реакторы способны создавать делящиеся материалы и поэтому в них можно попробовать максимально использовать возможности урана. Эту идею тут же подхватили в СССР. Первый быстрый реактор, БН-1, построили в нашей стране в 1955 году. Он обладал низкой мощностью, зато проведённые на нём исследования доказали: в быстрых реакторах действительно можно воспроизводить топливо. Эксперименты продолжились. Начиная с 1969 года в НИИ атомных реакторов в Димитровграде работает БОР-60 — в нём исследуют топливо и материалы для быстрых реакторов. Затем был БН-600, который запустили в 1980-м, — он, кстати, также действует до сих пор. В январе 1997 года получил лицензию на производство проект реактора БН-800, в декабре 2015-го блок с этим реактором заработал на Белоярской АЭС.
Атомный феникс для вечного двигателя
Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении. Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок. С пуском БН-350 программа создания быстрых реакторов вышла на новый этап, о котором мечтал А. Лейпунский — создание энергетических быстрых реакторов. Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки. Четкое взаимодействие промышленных предприятий с научно-исследовательскими институтами помогает укреплять технологический суверенитет страны, повышать конкурентоспособность отечественной атомной отрасли.
Источник: Rosatom Nwes Молодые учёные Росатома смогут получить 1 млн рублей за исследования и разработки 16 Апр 2024.
Отдельные быстро промелькнувшие репортажи это не значительно, на фоне такого значимого события. По словам специалистов, реактор успешно прошёл стадию технологического перехода на инновационное топливо, и готов нести полную нагрузку. Для таблеток используется обедненный уран и высокофоновый плутоний, извлеченный из облученного топлива тепловых реакторов. В январе 2021 года после очередной перегрузки доля МОКС-топлива выросла до трети. В конце июня 2022-го во время планового ремонта в реактор загрузили последнюю треть, а в начале сентября блок включили в сеть.
Это важный шаг в выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла. Применение МОКС-топлива позволит в десятки раз увеличить топливную базу атомной энергетики. Остальное идет в отход, и в итоге образуется плутоний — искусственный топливный элемент, который является делящимся веществом. Раньше его отправляли либо на склад, либо военным.
И хотя её изобретение принадлежит не российским учёным, но именно в нашей стране впервые добились такого успеха. Это своеобразная энергетическая революция, и всё это происходит на фоне сокращения уровня атомной энергетики в мире. В сложном положении оказалась, например, Франция, которая традиционно делала ставку на АЭС. Французы долго не модернизировали свои реакторы, и теперь большое их количество подходит к предельному сроку эксплуатации, а строить новые долго и дорого. Многие эксперты сходятся во мнении, что в Германии, да и вообще в Европе, совершили опрометчивый шаг, когда закрыли свои атомные электростанции.
В нынешней ситуации, когда покупать газ в России они не могут или не хотят и на фоне приближающейся зимы, их ждут серьёзные трудности.
Реактор планируется ввести в эксплуатацию во второй половине 2020-х годов. В ходе этой операции окончательно проверяется достижение проектных геометрических параметров всех элементов и подтверждается работоспособность реактора», — цитирует Никипелова РИА «Новости». По словам Никипелова, такие реакторы строятся раз в 50 лет и это «действительно штучный продукт». На базе МБИР планируют создать международный центр исследований, в рамках которого зарубежные участники смогут выполнять эксперименты. Строительство МБИР началось в 2015 году.
Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири
Фактически реактор на быстрых нейтронах превратится в «перпетуум мобиле». "Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах — более безопасные, кроме того, они способны повысить эффективность использования сырья и обращения с отходами, говорится на сайте World Nuclear Association. Эксперт Уваров: Россия сделала новый важный шаг к атомной энергетике будущего.
Ядерный спор: Ученый и "Росатом" разошлись в вопросе о развитии отрасли
Реакторы на быстрых нейтронах — более безопасные, кроме того, они способны повысить эффективность использования сырья и обращения с отходами, говорится на сайте World Nuclear Association. «Росатом» начал монтаж первой в мире реакторной установки естественной безопасности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. То есть в отработавшем топливе реактора на быстрых нейтронах можно добиться выхода делящегося вещества равного или большего, чем было загружено в него изначально. По сути, реактор на быстрых нейтронах превратится в “перпетуум мобиле”. «Прорыв» относится к поколению так называемых реакторов на быстрых нейтронах, работающих по принципу замкнутого цикла, то есть без отходов.
Быстрые нейтроны на земле, под водой и в реакторах Поднебесной: кто этому прокладывал дорогу?
В рамках пресс-тура журналисты встретились с руководством и специалистами Белоярской АЭС, посетили реакторное отделение, в центральном зале которого увидели работающий на МОКС-топливе реактор БН-800, побывали на блочном пункте управления и в машинном зале, где турбогенератор вырабатывает электроэнергию, которая обеспечивает электроснабжение населения, социальных и промышленных объектов Урала. Сегодня Россия продолжает обеспечивать стабильную энергетическую безопасность. Энергетика является основой поступательного социально-экономического развития страны, снабжения промышленности и граждан.
Но сегодня США пытаются вернуться к развитию этого направления. Во Франции после многолетних исследований на опытном реакторе «Феникс» 14 января 1986 г.
Его эксплуатация закончилась неудачно, и в июне 1 997 г. В то же время продолжаются испытания реактора «Феникс», а также есть планы создания нового промышленного реактора. Япония продолжает работы по повторному введению в эксплуатацию опытного быстрого реактора «Мондзю» мощностью 280 МВт. Он был остановлен в 1 995 г.
Японские специалисты считают, что «наличие в Японии быстрых реакторов признано жизненно важным для успешного развития национальной ядерной энергетики» [6]. А в местечке Роккасё префектуры Аомори завершаются работы по вводу в строй завода по переработке ОЯТ и получению уран-плутониевой смеси» [7]. Опытный реактор на быстрых нейтронах построен и в Китае. Об этом подробно писал журнал «Бюллетень по атомной энергии» в 2007 г.
Индия в рамках программы, рассчитанной до 2017 г. Вопросам развития направления быстрых реакторов большое внимание уделяет индийское руководство, о чем свидетельствует хотя бы следующее сообщение: «Индия в рамках программы, рассчитанной до 2017 года, решила соорудить еще четыре 500-мегаваттных реактора на быстрых нейтронах» [9]. В настоящее время на площадке ядерного комплекса Калпаккам сооружается две установки на быстрых нейтронах, ассигнования на это уже составили более 727 млн долл. Там же планируются построить еще две из названных АЭС, а еще для двух ищут место.
Невольно возникает вопрос, а не отстанет Россия, ныне передовая страна со своим реактором на быстрых нейтронах БН-600, от Индии в области строительства быстрых реакторов? Советский Союз постоянно работал над созданием замкнутого топливного цикла в своей стране. И создание реакторов на быстрых нейтронах было одним из основных и постоянных направлений программы развития ядерной энергии. Опытный аппарат БН-60 в г.
Димитровграде, ныне остановленный опытно-промышленный реактор БН-350 в Казахстане, а также успешно работающий один из лучших реакторов России БН-600 на Белоярской АЭС - все это серьезный опытный полигон будущего быстрой ядерной энергетики. В декабре 2006 г. Кириенко сказал: «Блок на быстрых нейтронах БН-600, расположенный на Белоярской атомной станции, уникален. Это зона наших конкурентных преимуществ.
Здесь Россия безусловный лидер. Следующий шаг - это строительство БН-800. Своевременный ввод БН-800 является ключевой позицией и принципиальным вопросом с точки зрения значимости для будущего развития ядерной энергетики» [10]. Ввод в эксплуатацию БН-800 Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года» запланирован на 2012 г.
Дальше это будет положено в основу разработки уже коммерческого реактора в полном смысле этого слова. Мы настроены оптимистично: он может появиться к 2020 г. Хочется сослаться еще на одну статью, связанную с проблемой быстрых реакторов. Он отметил, что в июне 2006 г.
В 2012 г. Однако на этом развитие станции не должно остановиться, для чего уже в 2010 г. Остановимся также на состоявшейся в конце ноября 2007 г. Второй Международной научно-технической конференции «Развитие атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах».
Россия будет иметь конкурентоспособный, отработанный и испытанный реактор на быстрых нейтронах. Строящийся реактор БН-800 и планирующийся БН-1 800 будут работать на смешанном уран-плутониевом топливе. Реализация этих идей даст Уралу после 2020 г. Более того, перевод БН-800 и БН-1 800 на замкнутый топливный цикл и постепенное сжигание в них трансурановых изотопов позволит России сохранить первенство в реализации программы быстрых реакторов.
Немаловажным является и тот факт, что мощность российского серийного блока на быстрых нейтронах будет выше, чем у западных аналогов, что также принципиально важно. Вопрос о возможности производства смешанного оксидного топлива для загрузки быстрых реакторов подробно обсуждался в конце прошлого года с руководством управлений Росатома, отвечающих за обращение с ОЯТ и РАО. В ходе дискуссии выяснилось, что к 2012 г. Этого будет достаточно для загрузки нового реактора.
Следовательно, за период с 2012 по 2020 г. Реактор БН-800, согласно данным работы Л.
Спустя год произошла полная перегрузка реактора МОКС-топливом. Во время планово-предупредительного ремонта на энергоблоке также был осуществлен капитальный ремонт главного циркуляционного насоса, техобслуживание и ремонт насосов теплообменников, парогенераторов и турбогенератора. В ходе ППР специалисты также выполнили эксплуатационный контроль металла и сварных соединений трубопроводов, испытали системы контроля герметичности оболочек с использованием метрологической сборки.
Таким образом, получается безотходное производство. Во-вторых, начинаем более активно использовать природный уран. Фактически сводим к нулю радиоактивные отходы и добиваемся эквивалентного обмена с природой, возвращая ей ровно столько радиоактивности, сколько изъяли из нее при добыче урана. Ну, и конечно, уровень безопасности быстрых реакторов фактически исключает возможность аварии», — добавляет Алексей Евгеньевич. Новое топливо В рамках проекта Топливная компания разработала принципиально новый вид ядерного топлива — смешанное нитридное уран-плутониевое топливо, которое носит название «СНУП». Параллельно продолжается работа по созданию второго поколения твэлов с более высоким уровнем выгорания, которые должны использоваться, когда производство СНУП-топлива перейдет на этап рефабрикации. Технологии переработки облученного топлива так же важны для атомной энергетики будущего, как и новые реакторы и ранее не существовавшие виды топлива. Именно они помогут сделать атомную энергетику не только экономически доступной и безопасной, но и практически безотходной в своей производственной цепочке и жизненном цикле. И, таким образом, эта замкнутая система станет практически независимой от внешних поставок сырья». Идеи о замыкании ядерного топливного цикла были высказаны советским физиком Александром Лейпунским еще на заре атомной промышленности. А теперь наша страна открывает всему миру новую эру в использовании атомной энергии: экономически эффективной, абсолютно безопасной и экологически чистой. Президент Российской академии наук Александр Сергеев считает, что «строительство БРЕСТа знаменует собой начало новой эпохи в мировой ядерной энергетике».
«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор
Что само по себе крайне дорого и опасно. При выстраивании двухкомпонентной атомной энергетики с замыканием ядерного топливного цикла то, что не знали куда деть, становится ценнейшим сырьем — реакторы на быстрых нейтронах «питаются» тем, что остается после работы обычных реакторов. Если вам нужна «зеленая энергетика» - то вот она.
Спустя год произошла полная перегрузка реактора МОКС-топливом. Во время планово-предупредительного ремонта на энергоблоке также был осуществлен капитальный ремонт главного циркуляционного насоса, техобслуживание и ремонт насосов теплообменников, парогенераторов и турбогенератора. В ходе ППР специалисты также выполнили эксплуатационный контроль металла и сварных соединений трубопроводов, испытали системы контроля герметичности оболочек с использованием метрологической сборки.
Как отметил Александр Угрюмов, полученные результаты также будут использованы для опережающей разработки и обоснования МОКС-топлива для перспективного инновационного реактора ВВЭР-С с регулированием спектра нейтронов предполагается, что данные установки смогут работать как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле. Топливо для «быстрых» реакторов Внедрение замкнутого топливного цикла осуществляется прежде всего для реакторов на быстрых нейтронах, которые по своей физике изначально более «всеядны» с точки зрения топлива и делящихся материалов. Производство МОКС- и СНУП-топлива позволяет вовлекать в ядерный топливный цикл обедненный уран, постепенно ликвидируя его накопленные на складах запасы. Технологии топлива для «быстрых» реакторов с каждым годом развиваются. В 2023 году производства МОКС-топлива, созданное на Горно-химическом комбинате, полностью перешло на изготовление оболочек тепловыделяющих элементов из хромоникелевой аустенитной стали ЭК164. В перспективе это позволит повысить уровень выгорания ядерного топлива и увеличить длительность топливной компании, тем самым сделав эксплуатацию энергоблока более экономически эффективной.
Его изготовили на опытных производствах объединения «Маяк» и Научно-исследовательского института атомных реакторов. Для таблеток используется обедненный уран и высокофоновый плутоний, извлеченный из облученного топлива тепловых реакторов. Американский журнал Power, одно из старейших профессиональных изданий, назвал это событие в числе главных в мировой энергетике. Через год загрузили более крупную партию, еще 160 тепловыделяющих сборок, и с того времени при всех последующих перегрузках использовали только инновационное топливо.
Осенью 2023 года заменили и их.