Тепловыделяющие элементы содержат смешанное плотное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо). В 2023 году в соответствии с программой реакторных испытаний они будут загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС.
БН-1200М – это быстрый натриевый реактор нового поколения, который должен стать типовым проектом для энергоблока мощностью 1200 МВт. Первый энергоблок такого типа планируется построить на площадке Белоярской АЭС в Свердловской области, где уже работают блоки БН-600 и БН-800.
Поскольку реакторы на быстрых нейтронах способны работать на плутонии и, таким образом, позволяют замкнуть ядерный топливный цикл, оптимальным топливом для таких установок является уран-плутониевая смесь. В частности, реактор БН-800 в 2022 году был переведен на оксидное МОКС-топливо. Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов – нитридное СНУП-топливо, которое будет использоваться в первом инновационном реакторе со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (строится в Северске в рамках отраслевого проекта «Прорыв»).
«Для активной зоны БН-1200М рассматриваются оба варианта – и оксидное, и нитридное топливо. В случае с МОКС-топливом у нас отработана вся технология производства и накапливается опыт эксплуатации БН-800 с полной загрузкой активной зоны уран-плутониевым топливом. Плотное СНУП-топливо в настоящее время представляется приоритетным вариантом. В этом отношении очень важное значение имеют исследования по обоснованию нитридного топлива с постепенным повышением его эффективности для БРЕСТ-ОД-300 (и в перспективе – для БН-1200), которые проводятся во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара», - отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
Пресс-релиз подготовлен на основании материала, предоставленного организацией. Информационное агентство AK&M не несет ответственности за содержание пресс-релиза, правовые и иные последствия его опубликования.
