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

Работы по испытаниям и послереакторным исследованиям макетов тепловыделяющих элементов (твэлов) проводились АО «Никиэт» в кооперации с предприятиями госкорпорации «Росатом» и Национального ядерного центра Республики Казахстан в импульсном реакторе ИГР (г. Курчатов, Казахстан).

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».

Он является частью проекта «Прорыв» замкнутого топливного цикла, который позволит выполнять регенерацию отработавшего ядерного топлива для его повторного многократного использования. Реактор строится в г. Северске Томской области на базе Сибирского химического комбината (предприятия Росатома). «Брест-ОД-300» позволит выполнять регенерацию отработавшего ядерного топлива для его повторного многократного использования при подпитке природным или обедненным ураном, запасов которого хватит на тысячи лет.

По материалам – https://www.ixbt.com/news/2022/09/01/uchenye-rossii-i-kazahstana-ispytali-snuptoplivo-dlja-reaktorov-budushego.html