МОКС-топливо для будущего. Начато производство топлива для реактора МБИР в Димитровграде

Учёные Росатома изготовили первую опытную партию МОКС-топлива для уникального исследовательского реактора МБИР в Димитровграде. Этот важный шаг открывает новую главу в развитии российской атомной науки и технологий, обеспечивая лидирующие позиции страны в области ядерной энергетики на ближайшие десятилетия.

В научном дивизионе Росатома, в рамках комплексной программы развития атомной энергетики, была успешно завершена работа по изготовлению первой опытной партии тепловыделяющих элементов (твэлов) с виброуплотнённым уран-плутониевым МОКС-топливом. Эти элементы были разработаны и произведены специалистами отделения топливных технологий Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР), находящегося в Димитровграде, Ульяновская область. Как сообщается, топливные элементы прошли приемочные испытания, что открывает путь к серийному производству топлива для начальной загрузки исследовательского реактора МБИР.

«Данные твэлы будут использоваться в составе штатных тепловыделяющих сборок, которые обеспечат высокую плотность нейтронного потока в активной зоне МБИР, делая его наиболее эффективным для проведения реакторных испытаний.»

— Александр Святкин, начальник отделения топливных технологий ГНЦ НИИАР

Сооружение исследовательского реактора МБИР на площадке НИИАР является ключевым проектом долгосрочного развития российской атомной отрасли. Этот реактор, обладающий тепловой мощностью 150 МВт и электрической мощностью 55 МВт, заменит существующую исследовательскую установку БОР-60 и станет основной платформой для разработки и испытаний новых ядерных технологий. В частности, МБИР позволит изучать и совершенствовать технологии замыкания топливного цикла и создавать безопасные ядерные установки IV поколения.

МОКС-топливо (Mixed OXide) представляет собой смешанное оксидное ядерное топливо, состоящее из изотопов урана и плутония. В отличие от традиционного обогащённого урана, МОКС-топливо изготавливается с использованием оксида плутония, получаемого при переработке отработанного ядерного топлива, и оксида обеднённого урана. Этот процесс позволяет эффективно использовать ресурсы и значительно сократить количество ядерных отходов.