USD 93.2221

+0.51

EUR 104.1735

+0.7

Brent 71.88

-0.03

Природный газ 2.903

-0.01

2 мин
...

Росатом изготовил первую партию топлива для реактора на быстрых нейтронах МБИР

НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР.

Росатом изготовил первую партию топлива для реактора на быстрых нейтронах МБИР

Источник: Росатом

Москва, 29 авг - ИА. Neftegaz.RU. Специалисты отделения топливных технологий Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР, Димитровград, входит в научный дивизион Росатома) изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР.
Об этом сообщает пресс-служба Росатома.

Работа была выполнена в рамках комплексной программы Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в РФ.

Тезисы начальника отделения топливных технологий НИИАР А. Святкина:

  • впервые изготовлена опытная партия ТВЭЛ нового дизайна;
  • в последующем данные тепловыделяющие элементы будут входить в состав штатных тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых в активной зоне строящегося на площадке института реактора МБИР;
  • данная конструкция ТВЭЛ обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний.
Отмечается, что топливные элементы успешно прошли приемочные испытания, что позволяет перейти к производству топлива для стартовой загрузки исследовательского реактора.
По словам директора НИИАР А. Тузова, НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР с целью обеспечения своевременного физического и энергетического пуска

Реактор МБИР

  • возводится в г. Димитровграде на площадке ГНЦ НИИАР;
  • строительство объекта началось в 2015 г.;
  • станет самым мощным из действующих, сооружаемых и проектируемых исследовательских реакторов в мире;
  • считается важнейшим проект ом долгосрочного развития экспериментальной базы российской атомной отрасли, который позволит обеспечить лидерство РФ в развитии инновационных реакторных технологий на следующие полвека;
  • ожидается, что его возможности позволят расширить изучение технологий двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут ускорить и обосновать создание безопасных ядерных энергетических установок 4го поколения;
  • тепловая мощность реактора с натриевым теплоносителем - 150 МВт;
  • электрическая мощность - 55 МВт.
  • ввод реактора в эксплуатацию запланирован на 2030 г.

МОКС-топливо

  • смешанное оксидное ядерное топливо (ЯТ), состоящее из изотопов урана и плутония;
  • в отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают:
    • оксид плутония, получаемый при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) традиционных энергетических реакторов ВВЭР,
    • и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана - ОГФУ, так называемых вторичных «хвостов» обогатительного производства).

Новости СМИ2




Подписывайтесь на канал Neftegaz.RU в Telegram