为BREST-OD-300安装第二层安全壳

(图片来源：SCC)

钢制反应堆底板和安全壳下层已于年初安装，第三个扩大机组计划于2024年12月安装在反应堆竖井中。结构的最终高度将为17米。

根据Rosatom的说法：“安全壳结构是反应堆容器的外部。它提供了隔热混凝土的保留，形成了一个额外的局部保护屏障，围绕着冷却剂回路的边界。在其表面，温度不应超过60摄氏度，辐射本底实际上等于自然本底。”

BREST-OD-300 快堆是 Rosatom 的 Proryv( 突破)项目的一部分，该项目旨在实现封闭式核燃料循环。 300 MWe 装置将成为西伯利亚化学联合基地试点示范能源综合体的主要设施。该综合体将展示现场封闭式核燃料循环，配有用于制造/再制造混合铀-钚氮化物核燃料的设施，以及废燃料后处理设施。

(图片来源：SCC)

上周，俄罗斯核监管机构 Rostechnadzor 颁发了许可证，允许为 BREST-OD-300 反应堆生产贫铀燃料组件模型。燃料制造/再制造装置是 PDEC 设施中第一个投入使用的设施，所有工作计划于 2024 年底完成。 TVEL 表示，“下一阶段，在获得 Rostechnadzor 处理钚的适当许可后该设备将用于直接生产为反应堆开发的燃料——一种基于贫铀(核反应堆铀浓缩的副产品)和从辐照核燃料中提取的钚的混合致密氮化物铀钚燃料(MNUP)。

BREST-OD-300反应堆的目标是在2026年开始运行。

根据世界核协会 关于快中子反应堆的信息文件，“700 MWt、300 MWe 的 BREST 快中子反应堆采用铅作为主冷却剂，温度为 540°C，并配有超临界蒸汽发生器。它本质上是安全的，并使用混合铀和氮化钚燃料...无法生产武器级钚，因为没有铀覆盖层-所有繁殖都发生在核心...燃料周期报价为5-6年，部分加油约为10年最初的堆芯可以包含钚和废燃料——因此装载有裂变产物，并且在放射学上是“热的”，随后，任何非纯净形式的剩余钚都可以用作新反应堆的堆芯。氮化物燃料已在 BN-600 反应堆中成功测试，燃耗为 7.4%”。

示范装置的初期运营将侧重于性能，大约10年后将面向商业。计划是，如果 300 MWe 机组获得成功，随后将推出 1200 MWe (2800 MWt) 版本 - BR-1200。