После запуска энергоблока БН-800 примут решение о возведении энергоблока БН-1200

По сообщению председателя наблюдательного совета Росатома Бориса Грызлова, решение о возведении энергоблока на быстрых нейтронах БН-1200 на Белоярской АЭС (БАЭС) примут после запуска и начала эксплуатации энергоблока БН-800.

На БАЭС в 2013 году будет осуществлен пуск энергоблока БН-800. Грызлов отметил, что технологии, внедренные на реакторе БН-600 на быстрых нейтронах, себя оправдали полностью. Он сказал: «Россия является лидером в мире по данной технологии. И, естественно, строительство и запуск нового блока, более мощного, на котором уже используются все те моменты, которые отрабатывались на блоке БН-600 (Белоярской АЭС), - это очень важно. Сегодня мы обсуждали возможность развития этой темы, этой технологии. Это уже пятая площадка (БАЭС) для возможного строительства реактора БН-1200».

Пока решение о том, что БН-1200 будет строиться именно на БАЭС, не принято. Это связано с тем, что есть конкурирующие технологии. Глава набсовета Росатома отметил: «Но когда будет запущен блок БН-800 и начнется уже период его эксплуатации, а это, по нашим планам, первый квартал 2014 года, можно будет принимать решение о развитии этой тематики и строительстве БН-1200».

Концерн "Росэнергоатом" эксплуатирует все атомные электростанции России. Одной из его приоритетных задач является разработка и строительство в 2015 году энергоблока с реактором БН-1200. На Белоярской АЭС уже 30 лет находится в эксплуатации энергоблок БН-600 с натриевым теплоносителем и сейчас строится энергоблок БН-800. По плану энергоблок БН-1200 в 2020 году должен быть запущен в эксплуатацию как главный в серии из шести энергоблоков.

БН-1200 - самый подходящий реактор для замыкания ядерного топливного цикла до 2030 года. Одна из главных задач Росатома - перевод атомной энергетики на замкнутый топливный цикл. Благодаря этому будет решена проблема обращения с облученным ядерным топливом, которое накапливается в процессе работы реакторов типа РБМК и ВВЭР.

В замкнкутом ядерном топливном цикле предусматривается переработка облученного ядерного топлива, которое выгружается из реактора. Из него будут извлекаться плутоний и уран для того чтобы повторно изготовить ядерное топливо. Благодаря этому в России с 2030 года не нужно будет строить новые хранилища облученного ядерного топлива для АЭС, мощность которых равна 54 ГВт.