Новости реактор на быстрых нейтронах в россии

Этот проект нужен для отработки технологии реакторов на «быстрых» нейтронах с использованием уранплутониевого топлива. Новый перспективный отечественный реактор БРЕСТ на быстрых нейтронах решает одновременно множество проблем. Испытания говорят о появлении принципиально новых ядерных реакторов, так называемых реакторов на быстрых нейтронах. Элементы многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) отправлены из Волгодонска в Димитроград на место постоянной сборки.

Росатом делает значительный шаг вперед в трансмутации отходов уранового топлива

Именно этот инновационный реактор на быстрых нейтронах стал настоящей мировой сенсацией, когда первым на планете целый год вырабатывал энергию на МОКС-топливе. «Росатом» начал монтаж первой в мире реакторной установки естественной безопасности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. «Исследовать проблему вывода из эксплуатации быстрых реакторов можно на больших реакторах БН-600, БН-800.

В России появился «вечный» ядерный реактор

Дизайном МБИР предусмотрено наличие трех независимых петель, которые могут использоваться для испытания различных теплоносителей газ, свинец, раствор солей и, соответственно, проведения материаловедческих исследований в данных средах. Срок ввода МБИРа в эксплуатацию в соответствии с федеральной программой — 2019 г. Мировая тенденция развития быстрых исследовательских реакторов показывает, что к 2025 г. МБИР можем стать единственной подобной установкой в мире. Максимальная плотность потока нейтронов 5. Предусматривается, что новая исследовательская ядерная установка будет иметь несколько независимых петель с автономным охлаждением, набор инструментованных ячеек в активной зоне, а также большое количество ячеек для размещения материаловедческих сборок. Технические характеристики МБИРа позволят решать широкий спектр задач, в том числе в области экспериментального обеспечения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию инновационных ядерно-энергетических установок нового поколения. Реактор позволит осуществлять отработку технологий замыкания топливного цикла и утилизации радиоактивных отходов, проводить комплексные исследования по радиационному материаловедению, включая создание новых конструкционных, топливных и поглощающих материалов, а также осуществлять комплексные экспериментальные работы с использованием нейтронного и других видов реакторных излучений для фундаментальных исследований. Мощность для исследовательского реактора не важна, но она прямо связана с нейтронным потоком, который и является главным инструментом исследований. А поток влияет на сроки набора дозы облучения — возможность провести эксперименты с облучением за три года вместо 10 лет безусловно важна для исследователей, и это и является главным преимуществом высокопоточного реактора, так же, как и возможность проведения экспериментов в более широком диапазоне температур.

Теперь ядерный цикл на четвертом блоке Белоярской АЭС замкнулся почти полностью. Специалисты полагают, что данная инновация фактически превращает БН-800 в вечный ядерный реактор. Облученное ядерное топливо с прочих атомных электростанций теперь можно повторно использовать после специальной переработки.

По мнению специалистов, это знаковое для всего мира событие, которое дало старт энергетике будущего. ВВЭР-1200 — мощь и безопасность: рассказываем об одном из самых распространённых реакторов в мире — В стандартных водо-водяных энергетических реакторах ВВЭР используется обогащённый уран-235, потому что тот, который выкопали из шахты, для ВВЭР не годится. А вот МОКС-топливо — это уранплутониевый оксид, который практически не горит, поэтому его можно использовать снова и снова. Для его производства подойдёт либо природный уран, которого в сотни раз больше, чем искусственно полученного изотопа, либо обеднённый — то есть отходы от технологии обогащения урана, которых и у нас в стране, и во всём мире накоплено огромное количество. Правда, использовать МОКС-топливо можно только в реакторах на быстрых нейтронах. Для справки Почти все реакторы на планете — тепловые, и работают они на изотопе уран-235. В них тепловыделяющие элементы твэлы отдают в воду большое количество тепла в процессе деления нейтронов. Примерно раз в пять лет твэлы нужно заменять.

Их деактивируют, а опасные элементы отправляют в спецхранилище для отработавшего ядерного топлива ОЯТ. Такой принцип работы называют открытым ядерным топливным циклом ОЯТЦ. 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.

ИБП используются в целях защиты различного высокочувствительного электрооборудования, такого как рабочие станции ,системы телекоммуникаций, системы управления технологическими процессами, торговые терминалы, компьютеры, измерительные приборы. Источники бесперебойного питания решают проблемы при некачественном питании сети или полной потери питания. Например, это случается при отсутствии напряжения питания, низким или высоким напряжением, пульсацией амплитуды, колебанием частоты, дифференциальным и синфазным шумом, переходными процессами, и т. Благодаря ИБП стабилизируется напряжение и обеспечивается гальваническая развязка выхода на критическую нагрузку.

«Сделали то, что не успели в СССР». В России запущен вечный ядерный реактор

Ученые Росатома обсудили в Обнинске будущее развитие реакторов на быстрых нейтронах

Реактор БН-800 проработал год на топливе из отработавшего ядерного топлива

Быстрые нейтроны на земле, под водой и в реакторах Поднебесной: кто этому прокладывал дорогу?

Действительно, успешное испытание реактора данного типа означает начало практически безотходной ядерной энергетики с доступом к урану-238. Его хватит человечеству на миллионы лет. Сообщается, что отечественные реакторы на быстрых нейтронах ранее загружались обычным урановым топливом, т. Перевод реактора на МОКС-топливо позволит ответить на целый ряд важных вопросов, а также приблизит создание технологической платформы, в основе которой будет замкнутый ядерный топливный цикл.

Теперь их просто не нужно накапливать, ведь отработанное топливо будут использовать снова.

Кроме того, заменили теплоноситель в реакторе. В нем нет натрия, только свинец, у которого высокая температура кипения. То есть, как говорят специалисты, вероятность какой-либо серьезной аварии ничтожно мала. После того как опытный образец покажет свою эффективность, подобные или более мощные реакторы начнут возводить по всей России.

В его основе два ключевых компонента — обеднённый уран и плутоний, извлекаемый из облучённого ядерного топлива. Производство и внедрение такого топлива позволит увеличить ресурс атомных электростанций, утилизировать накопленные запасы обеднённого урана, перерабатывать облучённые элементы для производства свежего топлива вместо их хранения, а также радикально сократить образование ядерных отходов и их активность.

Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок будет уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на промышленное смешанное оксидное уран-плутониевое МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов — нитридное СНУП-топливо, оно будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 строится в Северске в рамках отраслевого проекта "Прорыв". В случае с МОКС-топливом у нас отработана вся технология производства и накапливается опыт эксплуатации БН-800 с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым топливом.

Мировой прорыв: уникальный реактор скоро заработает в Сибири

Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований. 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. По сути, реактор на быстрых нейтронах превратится в “перпетуум мобиле”.

Ядерный спор: Ученый и "Росатом" разошлись в вопросе о развитии отрасли

Фактически реактор на быстрых нейтронах превратится в «перпетуум мобиле». Это будет машина по переработке всего сырьевого урана, который извлекается из земли. Уран весь будет вовлечен в производство электроэнергии. В итоге за счет такой технологии сырьевая база отечественной атомной энергетики увеличится в 100 раз. Если раньше озвучивалось, что урана хватит на 100 лет, то теперь его хватит на 10 тысяч лет! Фото: Росатом.

Всего в недрах Земли имеется около 10—14 млн тонн урана, порядка 4 млн из них уже израсходовано. По мнению экспертов, при работе только реакторов на тепловых нейтронах, которые составляют сегодня основу мировой ядерной энергетики, уже к концу нынешнего столетия запасы планетарного урана-235 окажутся исчерпанными. Следовательно, атомной энергетике, построенной на основе только этих реакторов, присущ тот же принципиальный недостаток, что и традиционной энергетике на органическом топливе — исчерпаемость топливных ресурсов. Коротко Однако существует ядерный процесс, который позволяет использовать для производства энергии подавляющую составную часть природного урана — уран-238: при захвате нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, который является таким же делящимся материалом, как и уран-235. При облучении плутоний-239 не только делится, но и захватывает нейтроны, в связи с чем накапливаются его другие изотопы: плутоний-240, -241, -242, такое превращение наиболее эффективно происходит в реакторе на быстрых нейтронах. Принципиально важно, что при этом возможна наработка плутония в количестве, превышающем потребности самого реактора поэтому реакторы такого типа называют размножителями. За счет этого происходит не только наработка топлива для обеспечения работающих быстрых реакторов, но и постепенное его накопление. В связи с этим становится очевидным, что внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является необходимым условием для развития крупномасштабной ядерной энергетики. В процессе эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах должна быть решена важнейшая задача — создание замкнутого ядерного топливного цикла, который характеризуется повторяющимися циклами переработки отработавшего ядерного топлива и изготовления на основе выделенного плутония нового топлива. Этапы освоения быстрых натриевых реакторов Работы по быстрым реакторам были начаты в Физико-энергетическом институте с создания исследовательской базы — экспериментального реактора мощностью 5 МВт БР-5, 1958 г. В нем впервые были использованы и испытаны в работе научно-технические идеи и решения, на основе которых позднее стали развиваться быстрые реакторы большей мощности.

Или закинули в топку космического корабля брикеты, через несколько лет достали их, стряхнули сажу от сгоревшей упаковки, обернули в новую — и снова заправили ими двигатель. Как скоро эти мечты станут реальностью? Пока неизвестно. Но именно по такому принципу на Белоярской АЭС в Свердловской области уже целый год работает реактор. О том, что за топливо там используют и почему его называют «вечным», мы поговорили с руководителем отдела технологий топлива для быстрых и газовых реакторов АО «ВНИИНМ» Андреем Давыдовым. По мнению специалистов, это знаковое для всего мира событие, которое дало старт энергетике будущего. ВВЭР-1200 — мощь и безопасность: рассказываем об одном из самых распространённых реакторов в мире — В стандартных водо-водяных энергетических реакторах ВВЭР используется обогащённый уран-235, потому что тот, который выкопали из шахты, для ВВЭР не годится. А вот МОКС-топливо — это уранплутониевый оксид, который практически не горит, поэтому его можно использовать снова и снова. Для его производства подойдёт либо природный уран, которого в сотни раз больше, чем искусственно полученного изотопа, либо обеднённый — то есть отходы от технологии обогащения урана, которых и у нас в стране, и во всём мире накоплено огромное количество. Правда, использовать МОКС-топливо можно только в реакторах на быстрых нейтронах. Для справки Почти все реакторы на планете — тепловые, и работают они на изотопе уран-235. В них тепловыделяющие элементы твэлы отдают в воду большое количество тепла в процессе деления нейтронов. Примерно раз в пять лет твэлы нужно заменять. Их деактивируют, а опасные элементы отправляют в спецхранилище для отработавшего ядерного топлива ОЯТ. Такой принцип работы называют открытым ядерным топливным циклом ОЯТЦ. 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.

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.

Уникальный реактор обеспечит энергетическое будущее России

Главное преимущество реактора на быстрых нейтронах состоит в том, что он позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый ядерно-топливный цикл. Таким образом, атомная энергетика будущего, в создании которой лидируют российские атомщики, не будет иметь ядерных отходов. Кроме того, реактор на быстрых нейтронах позволяет использовать уран-238, запасов которого хватит более чем на три тысячи лет. Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом. Первым атомным реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем стал американский EBR I, запущенный 20 декабря 1951 года, но к электросетям он подключен не был, энергия использовалась в основном для освещения здания, в котором находился реактор. В 1965 году реактор остановили и запустили второй такой же, но в 1994 году остановили. Владельцы АЭС США — в основном частные компании, они не видят коммерческих преимуществ в быстрых реакторах по сравнению с обычными «тепловыми». Да и тема обеспечения человечества практически вечной энергетической базой американцам не близка. Не вышло у американцев и с военным использованием натриевых быстрых реакторов.

Натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Поэтому после трехлетней эксплуатации единственной американской подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте, на самой подлодке реактор был заменен на обычный водо-водяной, и эксперименты с использованием быстрых реакторов Пентагон прекратил. Однако из-за нескольких аварий его неоднократно останавливали, запускали снова, потом снова останавливали и окончательно заглушили в феврале 2010 года, так и не выведя на проектную мощность. В Японии быстрым реакторам не повезло: в 1995 году на реакторе «Мондзю» через четыре месяца после пуска произошла крупная утечка натрия.

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.

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.

To prevent a complete loss of the experimental base, it should be upgraded to meet the needs of future wide-range nuclear engineering. The Program is intended to create a new technological platform for the nuclear engineering based on the closed fuel cycle involving fast reactors.

Реакторы на быстрых нейтронах: как Россия оказалась впереди планеты всей

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. А теперь этот плутоний вернули в реактор, впервые выведя его на номинальную мощность. Такой вид ядерного топлива называется МОКС-топливом.

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. Сбалансированный ЯТЦ позволяет: повысить безопасность обращения с отходами ядерной энергетики и снизить экологические риски; решить проблему будущих поколений и обеспечить устойчивую модель потребления и производства; минимизировать объемы и степени опасности подлежащих захоронению отходов; повторно вовлечь ценное сырье в ЯТЦ — рециклировать ядерные материалы.

Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке.

В Южной Корее к 2014 г. Важно также помнить, что «стоимость добычи углеводородов на арктическом шельфе будет только возрастать» [1]. И высказывание комиссара Еврокомиссии по науке и исследованиям Янеша Поточника подтверждает эти прогнозы: «Эра дешевой электроэнергии близится к концу, поэтому нам нужна сильная воля, чтобы сохранить конкурентоспособность и противостоять изменениям климата». Таким образом, из вышеизложенного можно сделать следующий вывод: как в Европе и США, так и в Азии, ядерная энергетика серьезно развивается. И в нашей стране в течение двух последних лет приняты соответствующие решения на высшем политическом и государственном уровне.

Россия не только должна развивать свою ядерную энергетику. Это диктуется как относительной дешевизной атомной электроэнергии, так и стремлением не отстать от других стран в развитии ядерной энергетики Индия и Китай, например, планируют до 2020 г. Наконец, именно ядерная энергетика позволит высвободить значительную часть газа, ныне сжигаемого в топках ТЭС, и направить его на экспорт. Понятно, что средства, вырученные от реализации в Европе нефти и газа, необходимо использовать с максимальной отдачей для промышленного развития России и повышения жизненного уровня ее населения. С учетом этих и других причин с 2007 г. Росатом приступил к строительству новых атомных станций, начав таким образом реализацию принятой накануне Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».

Россия уже почти три года, сразу же после смены руководства Росатома, взяла курс на значительное наращивание мощностей ядерной энергетики. Задача, поставленная руководством страны в июне 2006 г. А в марте 2007 г. Он сообщил о планах развития АЭС в стране: «В условиях ухода от газовой зависимости ядерная энергетика должна стать каркасом, на котором будет держаться вся российская экономика». Ученые и специалисты, планируя развитие новых ядерных генерирующих мощностей, ставку делают на водо-водяные реакторы типа ВВЭР-1000. В различных странах было построено более 50 энергоблоков этого типа, 14 из них - в России.

Уже в ближайшем будущем на смену реакторам ВВЭР-1000 придут новые серийные реакторы ВВЭР-1200, что позволит сделать энергетику страны менее зависимой от газа. Именно поэтому уже с 2009 г. Заявленные темпы строительства новых ядерных энергоблоков превосходят самые смелые прогнозы. Руководство Росатома во главе с Сергеем Кириенко начиная с 2007 г. Руководитель отрасли полагает, что до 2030 г. Такие планы можно только приветствовать, ибо севшей на «газовую иглу» России нельзя отставать от Китая, Индии, других стран в области мирного атома.

Но для нормальной работы АЭС также необходимо топливо, только ядерное. Поэтому с самого начала своей деятельности в Росатоме С. Кириенко активно работает еще в одном направлении - в обеспечении ядерной энергетики природным ураном. Прошедшие годы свидетельствуют, что и здесь имеются значительные результаты. Во-первых, серьезно увеличены масштабы будущего пополнения ураном страны из-за рубежа. Это и масштабные совместные работы с Казахстаном, с которым имеется договоренность на 135 тыс.

Это разведка и добыча урана в Армении, где объем залежей оценивается до 40 тыс. Имеются планы и договоренности о совместных работах по добыче урана в Африке и Канаде. Это, наконец, поставки урана из Австралии, занимающей первое место в мире по объему запасов урана - 990 тыс. Последняя договоренность вызвала недовольство в некоторых кругах США. Объясняется все просто: это свидетельствует о разработке планов по значительному увеличению добычи урана в нашей стране. Не останавливаясь подробно на этом вопросе, отметим некоторые моменты.

Во-первых, это произошедшее за последние годы многократное повышение цен на природный уран - с 6,4 долл. Как результат - пересмотрены оценочные запасы урана в России в сторону увеличения, по меньшей мере, до 600800 тыс. А согласно информации руководителя Федерального агентства по недропользованию Анатолия Ледовских, ресурсы урана «по категории Р-1 должны быть увеличены до 2020 г. И, во-вторых, увеличены планы добычи урана в республиках Бурятия и Саха Якутия , Забайкальском крае и в Курганской области. Это значительная по объемам и очень серьезная работа всей отрасли - строителей, геологов, других специалистов. В этой связи возникает вопрос, все ли есть сегодня в России для широкого развития ядерной энергетики, для достижения объемов, намечаемых многими странами мира?

Представляется, что пока еще не все! Нет достаточной четкости у авторов проекта расширения числа АЭС в России, что видно из плана создания атомных станций до 2020 г. И тем не менее из них не ясно, где намечается строительство станции «Центр» два блока по 1200 МВт или «Кола» четыре блока по 1200 МВт.

Строительство реактора ведется в рамках проекта "Прорыв", реализуемого с 2011 года на территории СХК. Его цель - создание ядерно-энергетического комплекса, который позволит организовать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.

В России появился «вечный» ядерный реактор

— лидерство России в мире по реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Вообще-то, Россия не является пионером в создании реакторов на быстрых нейтронах, но она стала первой, кто преуспел в этом. "Росатом" завершил передачу 25 тонн высокообогащенного урана для первого китайского реактора на быстрых нейтронах. не нужно будет хранить ядерные отходы и «урановые хвосты». Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок является уран-плутониевая смесь.

Похожие новости: