| 26.11.2022 04:00 |
В России намечено обеспечить суверенитет в одном из главных элементов "реакторов будущего" |
МОСКВА, 26 ноя - РИА Новости. Компетенции по изготовлению в России натрия так называемой реакторной чистоты, используемого в ядерных реакторных установках на быстрых нейтронах, необходимых для развития атомной энергетики, будут восстановлены в рамках курса на импортозамещение и технологический суверенитет, сообщило официальное издание Белоярской АЭС газета "Быстрый нейтрон".
На Белоярской АЭС в Свердловской области планируется построить пилотный коммерческий энергоблок большой мощности в 1200 МВт с реактором на быстрых нейтронах БН-1200М, в котором жидкий натрий используется в качестве теплоносителя. Натрий не замедляет нейтроны, что критически важно для работы именно "быстрых" реакторов.
"В реакторных установках типа БН ("быстрый" натриевый) в качестве теплоносителя в первом и втором контурах используют жидкий металл - натрий общим объемом около 2 тысяч кубометров. Он должен обладать высокой степенью чистоты, потому что примеси могут вызвать коррозию конструкционных материалов и ухудшить теплопередачу", - пишет издание. Натрий завозится на сооружаемый энергоблок единовременно в полном объеме на весь период эксплуатации реакторной установки.
На Белоярской АЭС сейчас эксплуатируются энергоблоки с "быстрыми" натриевыми реакторами БН-600 (блок №3) и БН-800 (блок №4). И если для реактора БН-600 натрий реакторной чистоты был изготовлен в советские времена, в 1979 году, в городе Березники Пермской области, то для БН-800 в 2013 году его приобрели во Франции, отмечает издание.
"При сооружении пятого энергоблока с реактором БН-1200М, который предполагается к последующему серийному внедрению, в рамках курса на импортозамещение и технический суверенитет будет восстановлена компетенция по изготовлению в России натрия реакторной чистоты", - подчеркивает издание.
"Росатом" осваивает технологии, необходимые для перехода к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы "сопрячь" эксплуатацию традиционных энергетических реакторов ВВЭР на тепловых нейтронах с реакторами на быстрых нейтронах.
Благодаря ЗЯТЦ расширится воспроизводство ядерного "горючего", плутония, и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, исключающая необходимость добычи природного урана в больших объемах. Также появится возможность сокращать количество и биологическую опасность радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) - самые опасные радионуклиды планируется "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет, как образно говорят атомщики, "вынуть две ключевые занозы" нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и отложенной проблемой ОЯТ.
В настоящее время базовые технологии ЗЯТЦ в России отрабатываются при эксплуатации энергетического комплекса Белоярской АЭС с "быстрыми" реакторами БН-600 и БН-800 в сочетании с существующими и создаваемыми производствами по изготовлению ядерного топлива, переработке отработавшего ядерного топлива и по обращению с ОЯТ и радиоактивными отходами.
Дальнейшим развитием технологии "быстрых" натриевых реакторов стала разработка в рамках отраслевого проекта "Прорыв" головного коммерческого энергоблока большой мощности в 1200 МВт. Строительство нового энергоблока №5 Белоярской АЭС с реактором БН-1200М предусмотрено генеральной схемой размещения объектов электроэнергетики в РФ до 2035 года.
При перепечатке и цитировании (полном или частичном) ссылка на РИА "Новости" обязательна. При цитировании в сети Интернет гиперссылка на сайт http://ria.ru обязательна.