ТОМСК, 12 апр – РИА Томск. Ростехнадзор выдал Сибирскому химкомбинату (СХК, входит в топливную компанию "ТВЭЛ" Росатома) лицензию на эксплуатацию ядерной установки для отработки технологии производства тепловыделяющих сборок (так называемых ТВЭЛов) будущего реактора "БРЕСТ-300", сообщила в пятницу пресс-служба предприятия. Ранее сообщалось, что с 2012 года на СХК реализуется проект "Прорыв" по созданию технологии замкнутого топливного цикла. Суть технологии – в повторном использовании отработанного ядерного топлива. Энергокомплекс будет включать три уникальных объекта: модуль фабрикации/рефабрикации топлива (МФР), энергоблок БРЕСТ-300 и модуль по переработке облученного топлива. Испытания на МФР начались в августе 2022 года. "Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) выдала Сибирскому химическому комбинату лицензию на эксплуатацию ядерной установки модуля фабрикации/рефабрикации плотного топлива (к ядерным установкам относят промышленные объекты, где производятся, обрабатываются или находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы)", – говорится в сообщении. Пресс-служба напомнила, что 25 марта 2024 года на международном форуме "АТОМЭКСПО-2024" в режиме телемоста с Северском состоялся тестовый запуск линии карботермического синтеза на модуле по производству инновационного ядерного топлива. Получение лицензии Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний оборудования и отработки технологических режимов. "Текущие условия действия лицензии позволят осуществлять комплексное опробование оборудования всех производственных участков полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с использованием обедненного урана… Этот шаг подтверждает мировое лидерство России в реализации проектов IV поколения реакторных технологий", – отмечается в сообщении. По данным разработчиков, на данном этапе использование обедненного урана не несет каких-либо рисков с точки зрения ядерной и радиационной безопасности, этот материал почти полностью состоит из стабильного изотопа уран-238 с содержанием урана-235 порядка 0,1% (для сравнения, в природном уране – 0,7%, в ядерном топливе для "тепловых" реакторов АЭС – до 5%). Ранее сообщалось, что на реакторе "БРЕСТ-300" будет использоваться новое специально разработанное смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо). В его основе два ключевых компонента – обедненный уран, который является побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, а также плутоний, извлекаемый из облученного ядерного топлива. О "БРЕСТ-300" "БРЕСТ-300" – это экспериментальный реактор на быстрых нейтронах, который должен стать основой "атомных технологий XXII века". Реактор, благодаря пристанционному замкнутому циклу, не будет создавать ядерных отходов (ОЯТ), а наоборот позволит перерабатывать уже существующие ОЯТ и оружейный плутоний. БРЕСТ-300 будет экспериментальной установкой малой мощности (300 мегаватт электрической и 700 мегаватт тепловой мощности), на ее базе Росатом планирует отработать промышленную технологию атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах, которая впоследствии будет тиражироваться
