Произведенное на СХК СНУП-топливо успешно прошло реакторные испытания на Белоярской АЭС

Экспериментальные тепловыделяющие сборки (ЭТВС), изготовленные на Сибирском химическом комбинате (г. Северск Томской области, входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ») в рамках реализации проекта «Прорыв», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.

Всего в АО «СХК» были разработаны, изготовлены и установлены в реактор БН-600 третьего энергоблока Белоярской АЭС на реакторные испытания 15 ЭТВС со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом (СНУП). Они отличаются друг от друга типоразмерами твэлов и конструкционными материалами.

В ходе реакторных испытаний экспериментальные тепловыделяющие сборки с новым видом топлива прошли облучение в активной зоне реактора БН-600.

По результатам послереакторных исследований двух комбинированных экспериментальных ТВС (КЭТВС-1 и КЭТВС-6) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом дефектов конструктивных элементов выявлено не было, сборки сохранили целостность.

Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования топлива при создании реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и пристанционных модулей по производству плотного топлива опытно-демонстрационного энергокомплекса, строящегося на промышленной площадке АО «СХК» в ЗАТО Северск. С этой целью в АО «СХК» планируется изготовление дополнительных ЭТВС со СНУП- топливом для реактора БН-600.

Напомним, физические характеристики реактора БН-600 Белоярской АЭС позволяют использовать его в исследовательских целях. В 2004 году в этом реакторе был наработан изотоп аргона-37, необходимый для калибровки галлиевых детекторов солнечных нейтрино Баксанской астрофизической обсерватории. Рассматривается возможность наработки изотопа кобальта-60 высокой удельной активности для нужд ядерной медицины – лечения раковых заболеваний и стереотаксической хирургии.

Справочно:

Проект «Прорыв» направлен на отработку технологий замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ) на основе реакторов на быстрых нейтронах. В рамках проекта создается опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его составе - реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП), комплекс по переработке отработавшего топлива. Первая очередь опытно-демонстрационного энергетического комплекса заработает после 2018 года.