Казахстанские и российские ученые испытали топливо для «ядерных реакторов будущего»

ФОТО: © unsplash.com

Иллюстративное фото

Казахстанские и российские ученые провели исследование поведения смешанного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топливо) в критических ситуациях. Как сообщила пресс-служба АО «Никиэт» («дочка» «Росатома»), результаты этих испытаний лягут в обоснование безопасной эксплуатации «реакторов будущего», работающих на таком топливе. В частности, для строящегося реактора «Брест-ОД-300».

Как отбирают подрядчика строительства АЭС в Казахстане

Претендентами на строительство атомной станции в поселке Улкен являются пос... →

«Специалисты АО «Никиэт» в кооперации с предприятиями госкорпорации «Росатом» и Национального ядерного центра (НЯЦ) Казахстана успешно завершили работы по испытаниям и послереакторным исследованиям макетов тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем «Брест-ОД-300» в импульсном реакторе ИГР (импульсный гомогенный реактор, находится в НЯЦ в Курчатове - F)», — говорится в сообщении.

Эксперименты подтвердили теоретическую модель поведения ТВЭЛов в запроектных ситуациях, связанных с резким ростом числа участвующих в ядерной реакции нейтронов. Это необходимо для обоснования безопасной эксплуатации реакторов, работающих на СНУП-топливе, первым из которых станет «Брест-ОД-300», отмечается в сообщении.

«Брест-ОД-300» - это название первого в мире ядерного энергоблока нового поколения, являющегося частью проекта «Прорыв» - замкнутого топливного цикла, который даст возможность на одной площадке не только вырабатывать электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из реактора, новое. То есть использовать ядерное топливо многократно, что позволит решить проблему с отработанным ядерным топливом.

Реактор строится на базе Сибирского химического комбината в Томской области.

Возвращайтесь к нам через 4 недели, к публикации готовится материал «Как сеть клиник «Diaverum Казахстан» за восемь лет выросла в шесть раз »