«Росатом» получил лицензию на запуск первого в мире производства нитридного топлива

На объекте будут изготавливать макеты тепловыделяющих сборок (ТВС) с обедненным ураном. Специалисты комплексно опробуют все участки изготовления ТВС. На следующем этапе — после получения разрешения на обращение с плутонием — запустят производство топлива штатной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300.

Модуль фабрикации/рефабрикации сооружают на площадке опытно-демонстрационного энергокомплекса. Также здесь будут работать энергоблок с инновационным БРЕСТ-ОД-300, модуль по переработке облученного топлива. Таким образом, впервые в мире на одной площадке построят АЭС с быстрым реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл.

СНУП расшифровывается как смешанное нитридное уран-плутониевое. В таком топливе делящийся материал — смесь урана и плутония — представлен в форме соединения азота, мононитрида. Обычно используют диоксид урана.

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). При этом обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также дожигать (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды).

Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природном уране — около 0,7%).