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). | 
