ТОМСК, 12 апр – РИА Томск. Ростехнадзор выдал Сибирскому
химкомбинату (СХК, входит в топливную компанию "ТВЭЛ" Росатома)
лицензию на эксплуатацию ядерной установки для отработки технологии производства
тепловыделяющих сборок (так называемых ТВЭЛов) будущего реактора
"БРЕСТ-300", сообщила в пятницу пресс-служба предприятия.
Ранее сообщалось, что с 2012 года на СХК реализуется проект
"Прорыв" по созданию технологии замкнутого топливного цикла. Суть
технологии – в повторном использовании отработанного ядерного топлива.
Энергокомплекс будет включать три уникальных объекта: модуль фабрикации/рефабрикации
топлива (МФР), энергоблок БРЕСТ-300 и модуль по переработке облученного
топлива. Испытания на МФР начались в августе 2022 года.
"Федеральная служба по экологическому, технологическому
и атомному надзору (Ростехнадзор) выдала Сибирскому химическому комбинату лицензию
на эксплуатацию ядерной установки модуля фабрикации/рефабрикации плотного топлива
(к ядерным установкам относят промышленные объекты, где производятся,
обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы)",
– говорится в сообщении.
Пресс-служба напомнила, что 25 марта 2024 года на
международном форуме "АТОМЭКСПО-2024" в режиме телемоста с Северском
состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по
производству инновационного ядерного топлива. Получение лицензии Ростехнадзора
позволит перейти к следующему этапу испытаний оборудования и отработки
технологических режимов.
"Текущие условия действия лицензии позволят
осуществлять комплексное опробование оборудования всех производственных
участков полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с
использованием обедненного урана… Этот шаг подтверждает мировое лидерство
России в реализации проектов IV поколения реакторных технологий", –
отмечается в сообщении.
© пресс-служба СХК
По данным разработчиков, на данном этапе использование
обедненного урана не несет каких-либо рисков с точки зрения ядерной и
радиационной безопасности, этот материал почти полностью состоит из стабильного
изотопа уран-238 с содержанием урана-235 порядка 0,1% (для сравнения, в
природном уране – 0,7%, в ядерном топливе для "тепловых" реакторов
АЭС – до 5%).
Ранее сообщалось, что на реакторе "БРЕСТ-300" будет
использоваться новое специально разработанное смешанное нитридное уран-плутониевое
топливо (СНУП-топливо). В его основе два ключевых компонента – обедненный уран,
который является побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, а
также плутоний, извлекаемый из облученного ядерного топлива.
О
"БРЕСТ-300"
"БРЕСТ-300" – это экспериментальный реактор на быстрых
нейтронах, который должен стать основой "атомных технологий XXII
века". Реактор, благодаря пристанционному замкнутому циклу, не будет
создавать ядерных отходов (ОЯТ), а наоборот позволит перерабатывать уже
существующие ОЯТ и оружейный плутоний.
БРЕСТ-300 будет экспериментальной установкой малой мощности (300
мегаватт электрической и 700 мегаватт тепловой мощности), на ее базе Росатом планирует отработать промышленную технологию атомных станций с
реакторами на быстрых нейтронах, которая впоследствии будет тиражироваться.