Новости

30.06.2006

Японские специалисты посетили НИИАР

В рамках соглашения о сотрудничестве по изготовлению МОКС-топлива ГНЦ "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" в г. Димитровграде Ульяновской области посетили две японские делегации, представляющие JAEA (Агентство по атомной энергии Японии) и компанию "PESCO", сообщили в пресс-службе НИИАР. Сотрудничество институтов Росатома и JAEA в рамках российско-японского соглашения PESCO-JAEA-НИИАР на изготовление и облучение 21-й тепловыделяющей сборки с виброуплотненным МОКС-топливом с использованием российского плутония оружейного качества осуществляется с 2004 года. В научно-исследовательских работах, кроме PESCO, JAEA и НИИАР, участвуют Белоярская АЭС, "ОКБМ им. И.И. Африкантова" и Физико-энергетический институт.
   К началу 2006 года в НИИАР изготовлены очередные партии ТВС БН-600 с виброуплотненным топливом с использованием оружейного плутония, которые сейчас облучаются на третьем энергоблоке в реакторе БН-600. Реакторные испытания ТВС, изготовленных в НИИАР, составят обоснование использования в реакторе БН-600 сборок с виброуплотненным смешанным оксидным топливом. Предыдущая партия виброуплотненных МОКС-сборок отработала свой срок на Белоярской АЭС в марте этого года. Одна из этих ТВС после выдержки в хранилище будет транспортирована в НИИАР, где пройдет комплексные исследования в камерах крупнейшего в Европе материаловедческого комплекса.
   В июне этого года завершены подобные исследования облученной сборки предыдущей партии МОКС ТВС. Исследования показали надежность и высокое качество изготовленных в НИИАР сборок с виброуплотненным МОКС-топливом. В настоящее время НИИАР ведет работы над очередной партией виброуплотненных МОКС ТВС. В НИИ атомных реакторов институте уже более двадцати пяти лет разрабатываются и исследуются пирохимические "неводные" способы производства и переработки топлива и изготовление виброуплотненных твэлов с МОКС-топливом. Экспериментальной базой для проведения этих исследований на площадке института служит быстрый опытный реактор БОР-60, где проводятся исследования в обоснование замкнутого топливного цикла "быстрых реакторов" .
По материалам Росатома

Возврат к списку