Ассоциация государственных научных центров "НАУКА"

125009, г. Москва, ул. Тверская, д. 11

тел: +7 (925) 606-23-77; agnc@mail.ru

меню бургер

Курчатовский институт поможет оценить возможности использования «быстрых» блоков АЭС для России

Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" проведет анализ возможных сценариев развития российской атомной энергетики при использовании в ней энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах, сообщает «РИА-Новости».
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие преимущества для развития атомной энергетики. С их помощью можно будет замкнуть ядерно-топливный цикл, в котором за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно расширится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов.

По мнению специалистов, блоки с "быстрыми" реакторами целесообразно эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе – в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой атомной энергетики. С помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива "тепловых" реакторов, уменьшая его радиотоксичность.

Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства реакторов на быстрых нейтронах.
"Курчатовский институт" должен будет проанализировать возможные сценарии развития двухкомпонентной системы атомной энергетики РФ для выявления ключевых факторов определяющих ее устойчивое долговременное развитие.

Кроме того, ученые разработают требования верхнего уровня к технико-экономическим характеристикам "быстрых" атомных энергоблоков в двухкомпонентной системе российской атомной энергетики.
Наконец, "Курчатовский институт" представит предложения для формирования программы научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по увеличению длительности топливной кампании реактора БН-800 с учетом его возможностей по отработке ключевых технических решений для "быстрых" реакторов, работающих в замкнутом топливном цикле.