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

«Специалисты АО "Никиэт" в кооперации с предприятиями госкорпорации "Росатом" и НЯЦ [Национального ядерного центра] Республики Казахстан успешно завершили работы по испытаниям и послереакторным исследованиям макетов тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем "Брест-ОД-300" в импульсном реакторе ИГР (Республика Казахстан)», – говорится в сообщении. 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», отмечается в сообщении.

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