На Сибирском химическом комбинате начались испытания оборудования для реактора БРЕСТ-ОД-300
Специалисты Сибирского химического комбината (АО «СХК») в Северске приступили к испытаниям технологической линии по производству тепловыделяющих элементов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом для реактора БРЕСТ-ОД-300. Об этом сообщает пресс-служба предприятия.
«В производстве нитридного уран-плутониевого СНУП-топлива будут задействованы четыре технологические линии: линия карботермического синтеза смешанного нитрида урана и плутония, линия изготовления таблеток СНУП-топлива, линия сборки тепловыделяющих элементов (твэлов) и линия производства топливных кассет», — говорится в сообщении.
Отмечается, что в рамках пилотного проекта будет изготовлена линия твэлов, а именно оборудования участка входного контроля и подготовки комплектующих. Сейчас специалисты проводят испытания по проверке работоспособности смонтированного оборудования и систем в заданных режимах работы.
«Одновременно c опробованием оборудования ведутся предварительные пуско-наладочные, электромонтажные работы и монтаж локальной системы управления смежного оборудования МФР. Всё это требует нестандартных технических решений», — отметил директор объекта опытно-демонстрационного энергокомплекса АО «СХК» Дмитрий Зозуля.
Подчёркивается, что полученный опыт будет использован при опробовании всех технологических систем модуля фабрикации-рефабрикации ядерного топлива.
Росатом строит в Северске опытно-демонстрационный энергетический комплекс с реакторной установкой на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом. Ожидается, что его введут в эксплуатацию в 2030 году.
СПРАВКА MASHNEWS:
БРЕСТ-ОД-300 (опытный демонстрационный) — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Строительство уникального ядерного энергоблока проходит в рамках проектного направления «Прорыв» по созданию новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решению проблем отработанного ядерного топлива.
Считается, что реакторы на быстрых нейтронах эффективнее и безопаснее, чем реакторы на тепловых нейтронах. Облученное топливо после переработки направляется на рефабрикацию с многократным рециклом делящихся материалов. Таким образом, система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.
