Fontos mérföldkő: már tesztelik a Paks II. számára is alkalmas MOX-üzemanyagot

A MOX-üzemanyag besugárzása után a kísérletek és számítások eredményével hivatottak a Roszatom szakemberei igazolni, hogy a kevert üzemanyag biztonságosan használható az oroszországi atomerőművek gerincét alkotó VVER-típusú reaktorokban, illetve a külföldi, szintén orosz technológiát használó atomerőművekben, köztük a majdani Paks II. Atomerőműben is

A dimitrovgrádi MIR Kutatóreaktor reaktorcsarnoka tetején a polárdaruval

Az orosz atomenergetikai ipar számára mérföldkövet jelent a nukleáris üzemanyagciklus zárásában a MOX-üzemanyag használata. A Roszatom jelenleg csak gyorsneutronos reaktor a - belojarszki atomeromű BN-800-as reaktora számára gyárt MOX-üzemanyagot. A könnyűvizes termikus neutronos VVER reaktorok számára (nyugati megfelelője a PWR) a Roszatom korábban már egy kifejlesztett egy urán-plutónium REMIX-üzemanyagot, amely próbaüzemben jól teljesített a teljes működési ciklus alatt egy VVER-1000-es blokk reaktorában.

A REMIX-üzemanyag plutóniumtartalma nem haladja meg az 1,5%-ot, ez az üzemanyag a nem kiégett regerenerált urán és reaktorban keletkező plutónium keverékén alapul. A MOX-üzemanyag viszont a kiégett fűtőelemektől kivont plutónium-oxid, valamint a szegényített urán-oxid keveréke. Utóbbi a nukleáris üzemanyag előállítása során melléktermékként keletkezik az urán dúsítása során. A VVER-reaktorok számára kifejlesztett MOX-üzemanyag várhatóan körülbelül 5,5-7,5% plutóniumot fog tartalmazni. Ez nagyobb rugalmasságot és hatékonyságot biztosít az újrahasznosított nukleáris anyagok felhasználásában a VVER reaktorok üzemanyagciklusában és optimalizálja az urán-plutónium üzemanyag előállításának költségeit széles körű bevezetése esetén.

A MIR Kutatóreaktor vezérlőcsarnoka

„Ma, akárcsak évtizedekkel ezelőtt, a VVER reaktorok számára készült nukleáris üzemanyag alapja a dúsított természetes urán, ritka esetekben újrahasznosított urán. A közeljövőben viszont az urán-plutónium üzemanyagra vonatkozó referenciák birtokában a reaktor típusától és az adott atomerőmű üzemanyagciklus-stratégiájától függően teljes üzemanyag-összetétel palettát tudunk majd kínálni. Tekintettel arra, hogy az atomenergetika gerincét a könnyűvizes termikus reaktorok jelentik, ezek üzemanyagbázisát sokszorosára növelhetjük, a kiégett fűtőelemeket az eddigi tárolás helyett feldolgozhatjuk, és jelentősen csökkenthetjük a nukleáris hulladék mennyiségét is” – közölte Alekszandr Ugrjumov, a TVEL kutatás-fejlesztésért felelős alelnöke.

A MIR reaktorban történő besugárzáshoz 21 db (5-12%-os plutóniumtartalmú) MOX-üzemanyagot tartalmazó fűtőelemrudat állítottak elő a Roszatom TVEL üzemanyaggyártó vállalata, a Bocsvár Intézet, a Novoszibirszki Vegyi Koncentrátumgyár és a Szibériai Vegyi Kombinát együttműködésével. A kutatóreaktorba berakott kísérleti üzemanyag-köteg 12 fűtőelemrudat tartalmaz. A kiégett üzemanyag kivételekor a kiégett üzemanyagot tartalmazó rudak helyett friss üzemanyagot tartalmazókat helyeznek.be a maradék 9-ből. A besugárzás után a kiégett üzemanyag paramétereit ellenőrzik.

„A szükséges kísérleti adatok kinyeréséhez minden előkészületet megtettek a szakemberek. Vizsgálati eljárásokat dolgoztak ki és előzetes számításokat végeztek, anyagtudományi kutatási programot és tervdokumentációt készítettek. A kutatóintézet infrastruktúrája lehetővé teszi, hogy mind a reaktorban történő, mind a reaktoron kívüli vizsgálatokat teljes körűen elvégezhessék. Látjuk partnereink részéről az igényt az ilyen fejlesztésekre, ezért a Roszatom támogatásával következetesen dolgozunk a bázisreaktor modernizálásán és az intézet anyagtudományi komplexumának korszerűsítésén” – mondta Alekszandr Tuzov, az Atomreaktorok Tudományos Kutatóintézet igazgatója.

Az orosz nukleáris ipar fejlesztési stratégiája az elkövetkező évtizedekre a termikus és a gyorsneutronos reaktorokra épülő kétkomponensű atomenergia-ipar megteremtését irányozza elő a nukleáris üzemanyagciklus lezárását szolgáló technológiák bevezetésével, amely az újrahasznosított üzemanyagból készült urán-plutónium üzemanyag gyártásán alapul. Ugyanakkor a gyorsneutronos reaktorok elterjedésével várhatóan egyfaja egyensúly alakul ki a gyorsneutronos és a termikus neutronos atomerőművekben használt üzemanyagok tekintetében.