Уникальный российский реактор на быстрых нейтронах, работающий на Белоярской АЭС, вывели на мощность 880 мегаватт — об этом сообщает пресс-служба Росатома.
Реактор работает на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС и сейчас проходят плановые испытания генерирующего оборудования. В соответствии с программой испытаний энергоблок обеспечивает в течение 8 часов поддержание электрической мощности на уровне не ниже 880 мегаватт.
Мощность реактора поднимается поэтапно, для того что бы в итоге по результатам испытаний получить аттестацию на проектном уровне мощности в 885 мегаватт. На данный момент реактор аттестован на мощность 874 мегаватта.
«Сегодняшние испытания — очень важное мероприятие, потому что наш энергоблок работает в энергосистеме на условиях договора поставки мощности. Данные правила введены для новых энергоблоков — теперь учитываются поставки на оптовый рынок не только электроэнергии, но и мощности. Таким образом, наша задача удержать высокую экономическую планку», — подчеркнул заместитель главного инженера по эксплуатации третьей очереди Илья Филин.
Напомним, что на Белоярской АЭС работает два реактора на быстрых нейтронах. С 1980 года здесь работает реактор БН-600 — долгое время он был единственным в мире реактором этого типа. Но в 2015 году начался поэтапный запуск второго реактора БН-800. Реакторы на тепловых нейтронах оставлены в связи с выработкой ресурса.
БН-800 это ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем. Реактор использует в качестве топлива уран-плутониевое мокс-топливо. Это позволяет использовать запасы энергетического плутония. Но главное — возможность использовать в качестве топлива отходы обычных тепловых реакторов. Это позволит в итоге создать технологию «замкнутого» ядерного топливного цикла — то есть радиоактивные отходы тепловых реакторов, после переработки, будут использоваться в «быстрых» реакторах и наоборот. Дело в том, что в тепловых ректорах использование урана всего коло 1%. Что бы использовать оставшийся уран, а так же образовавшийся при работе ядерного реактора плутоний, на специальных заводах осуществляется переработка отработанного ядерного топлива с целью возврата в цикл невыгоревшего урана-235, почти всей массы урана-238, а также изотопов энергетического плутония. Из ядерного топлива выделяют ценные компоненты, которые используют для изготовления нового ядерного горючего — мокс-топлива которое и используется в реакторах на быстрых нейтронах. После чего, отходы быстрых ректоров можно переработать в топливо для тепловых реакторов.
Белоярская АЭС имени И.В.Курчатова является филиалом АО «Концерн Росэнергоатом» (входит в крупнейший дивизион Госкорпорации «Росатом» «Электроэнергетический»). Введена в работу в апреле 1964 г.
