A Roszatom megkezdte a MOX-üzemanyag tesztelését
Akár kevert urán-plutónium (MOX) üzemanyaggal is működhet a majdani Paks II. Atomerőmű, amennyiben sikerrel járnak a Roszatom Dimitrovgrádban működő MIR kutatóreaktorában megkezdett kísérletek. A dimitrovgrádi Atomreaktorok Tudományos Kutatóintézetében megkezdődött a VVER típusú orosz és külföldi nyomott vizes reaktorok számára alkalmas urán-plutónium keveréket tartalmazó MOX-üzemanyag tesztelése. A MOX-üzemanyag a kiégett nukleáris üzemanyag újrahasznosításával készül, ezért a Paksi Atomerőmű kiégett üzemanyaga is alapanyagul szolgálhat a jövőben a gyártásához.
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.
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 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 százalékot, ez az üzemanyag a nem kiégett regenerált 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 százalék 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.
– 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 százalékos 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.
Forrás: a Roszatom sajtóközleménye