Ученые «Росатома» изготовили первую опытную партию топлива для строящегося в России сверхмощного многоцелевого исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах МБИР, необходимого для развития атомной энергетики.

«Специалисты отделения топливных технологий «Научно-исследовательского института атомных реакторов» (НИИАР, Димитровград, входит в научный дивизион «Росатома») изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов (твэлов) с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР, который строится в Ульяновской области», — говорится в сообщении «Росатома».

Работа была выполнена в рамках комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации».

«Впервые изготовлена опытная партия твэлов нового дизайна. В последующем данные тепловыделяющие элементы будут входить в состав штатных тепловыделяющих сборок, используемых в активной зоне строящегося на площадке института реактора МБИР. Данная конструкция твэла обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний», – прокомментировал начальник отделения топливных технологий НИИАР Александр Святкин, слова которого приведены в сообщении.

Отмечается, что топливные элементы успешно прошли приемочные испытания, что позволяет перейти к производству топлива для стартовой загрузки исследовательского реактора.

«Государственный научный центр НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР с целью обеспечения своевременного физического и энергетического пуска реактора», – отметил директор НИИАР Александр Тузов.

Сооружение на площадке НИИАР реактора МБИР – важнейший проект долгосрочного развития экспериментальной базы отечественной атомной отрасли, который позволит обеспечить лидерство России в развитии инновационных реакторных технологий на следующие полвека. Тепловая мощность реактора – 150 МВт, электрическая мощность – 55 МВт. Предполагается, что новый реактор обеспечит атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет. Ожидается, что его возможности позволят расширить изучение технологий двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут ускорить и обосновать создание безопасных ядерных энергетических установок IV поколения.

МОКС-топливо (от англ. mixed oxide) – смешанное оксидное ядерное топливо, состоящее из изотопов урана и плутония. В отличие от традиционного для атомной энергетики обогащенного урана, сырьем для производства таблеток МОКС-топлива выступают оксид плутония, получаемый при переработке отработавшего ядерного топлива традиционных энергетических реакторов ВВЭР, и оксид обедненного урана (получается путем обесфторивания гексафторида обедненного урана – ОГФУ, так называемых вторичных «хвостов» обогатительного производства).