30 Мая 2006 10:35
http://uralpress.ru/node/109820

В Озерске рассматривается вопрос строительства Южно-Уральской АЭС

Вчера же, 29 мая, на Белоярской АЭС они провели совещание по строительству четвертого блока БН-800.
Отвечая на вопросы журналистов, Сергей Кириенко подчеркнул, что энергоблок №4 Белоярской АЭС заложен пусковым на 2012 год. Это означает, что есть еще шесть лет на завершение строительства, и на это строительство в федеральной целевой программе заложена внушительная сумма – порядка 57 миллиардов рублей.
По словам Сергея Кириенко, строительство блока является принципиальным. Во-первых, он обеспечивает энергоснабжение и энергобезопасность быстроразвивающемуся Уральскому округу. Во-вторых, это опытно-промышленный блок. Он не новый для Белоярской АЭС, на станции работает энергоблок БН-600. Но энергоблок №4 более мощный и совершенный. Это тот тип блоков, на котором Росатом рассчитывает разворачивать будущую атомную энергетику.
Как пояснили в пресс-центре атомной энергетики и промышленности, реактор БН-600 является первым в мире промышленным реактором на быстрых нейтронах. Опыт его успешной эксплуатации в течение более четверти века доказывает правильность научных, технологических, инженерных решений, реализованных на энергоблоке, высокую степень его надежности и безопасности. Убедительно подтверждена высокая работоспособность конструкции быстрого реактора интегрального типа с натриевым теплоносителем.
Энергоблок с реактором БН-600 стабильно обеспечивает выработку электроэнергии и отпуск тепловой энергии с показателями, соответствующими лучшим отечественным серийным реакторам других типов. Средний КИУМ энергоблока за период его эксплуатации, исключая два первых года освоения, составил около 75 процентов.
Накопленный положительный опыт проектирования и эксплуатации быстрых натриевых реакторов свидетельствует о том, что данная технология в России является практически освоенной и по степени надежности и безопасности удовлетворяет требованиям к перспективной ядерной технологии.
Одними из главных свойств «быстрых» реакторов являются их возможности как «дожигать» отработанное ядерное топливо после тепловых реакторов и успешно использовать отвальный уран, так и производить новое топливо в режиме воспроизводства.