В Институте физики и энергетики имени А.И. Лейпунского (Россия) стартовали испытания, направленные на изучение нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-С, работающего на МОКС-топливе. Эти исследования проводятся на критическом испытательном стенде БФС-1, и, как сообщают в «Росатоме», их результаты позволят обосновать нейтронно-физические характеристики и безопасность эксплуатации в различных режимах реакторных установок с МОКС-топливом типа ВВЭР, включая перспективные разработки.
ВВЭР-С представляет собой водо-водяной реактор мощностью 600 МВт, находящийся в стадии разработки. Ключевое отличие ВВЭР-С от других реакторов ВВЭР заключается в спектральном регулировании «изменения запаса реактивности активной зоны при выгорании топлива за счет изменения водо-уранового отношения и полном отказе от жидкого борного регулирования при работе реактора на мощности. В ВВЭР-С избыточные нейтроны, вместо поглощения в борной кислоте, поглощаются ураном-238», что приводит к образованию плутония, нового делящегося топлива. Первые два энергоблока планируется разместить на Кольской АЭС-2 в Мурманской области. Строительство должно начаться в 2028 году, а ввод в эксплуатацию намечен на 2035 год.
В России МОКС-топливо (смешанное оксидное топливо) в настоящее время производится для реакторов на быстрых нейтронах, в частности, для реактора БН-800 на Белоярской АЭС. МОКС-топливо изготавливается из плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива, смешанного с обедненным ураном. Для реакторов ВВЭР разработано уран-плутониевое РЕМИКС-топливо. По заявлению «Росатома», если предлагаемые реакторы ВВЭР-С смогут использовать полную загрузку МОКС-топлива, это позволит сократить использование природного урана на 50% и, в течение срока службы реактора, при высоких ценах на уран, сэкономить сумму, сопоставимую с капитальными затратами на один энергоблок.
Александр Жуков, начальник комплекса БФС, сообщает, что в преддверии физического пуска был полностью сформирован макет критической сборки без ядерных материалов внутри и представлен комиссии по ядерной безопасности, которая проверила готовность всех систем критического стенда и персонала, программу контрольного физического пуска и дала разрешение на его проведение. После получения разрешения макеты были поэтапно заменены на настоящие тепловыделяющие элементы с энергетическим плутонием.
«Росатом» рассматривает этот проект как шаг к сбалансированному топливному циклу, который, по мнению госкорпорации, имеет экономические и экологические преимущества, поскольку снижает будущие потребности в топливе и одновременно минимизирует количество отходов.
