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 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.
„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.
A Roszatomhoz tartozó TVEL nukleáris üzemanyaggyártó vállalat az üzemanyagot előállító üzemeken kívül az uránércet feldolgozó üzemekkel, urándúsítókkal, az ezt szolgáló gázcentrifugákat gyártó üzemekkel, továbbá tudományos kutatóintézetekkel, mérnöki tervező intézetekkel rendelkezik. Az összes oroszországi atomerőművet nukleáris üzemanyaggal ellátó TVEL a világ 15 országában található 75 energiatermelő reaktor számára szállít üzemanyagot, illetve 9 ország kutatóreaktorait látja el üzemanyaggal. Emellett az orosz atommeghajtású flotta egységei számára is biztosítja az üzemanyagot. Ma a világon működő energetikai reaktorok közül minden hatodik a TVEL üzemanyagát használja. A Roszatom üzemanyaggyártó vállalata a világ legnagyobb dúsított uránt előállító vállalata. Az üzemanyaggyártó vállalat dinamikusan fejleszti a vegyészeti, kohászati eljárásokat, az energiatárolási technológiát, a 3D nyomtatást, a digitális megoldásokat, valamint aktív a nukleáris létesítmények leszerelése terén. A TVEL vállalati struktúrájának ugyancsak részét képezik a Roszatom additív technológiát az és energiatárolást fejlesztő integrált vállalatai is.