A Roszatom vezetőinek és szakembereinek részvételével 2026. május 18–21 között rendezték meg Kínában a gyorsneutronos reaktorokról és a kapcsolódó üzemanyagciklusokról szóló FR-26-konferenciát a Nemzetközi Atomenergia-ügynökség égisze alatt. Az orosz nukleáris szakemberek bemutatták a jövő atomenergetikájában fontos szerepet játszó gyorsneutronos reaktor koncepciókat és fejlesztéseiket.
A konferencia immár az ötödik volt a sorban, amit most az „Az innovációtól a megvalósításig” mottóval rendeztek meg. A plenáris ülésen a konferencia tiszteletbeli elnöke, a Roszatom „Proriv” (Áttörés) projektjének tudományos vezetője, Jevgenyij Adamov köszöntötte a részvevőket. „Ma a IV. generációs nukleáris energiatechnológiák fejlesztésének élvonalában Oroszország és Kína áll, és az a tény, hogy a NAÜ az öt gyorsreaktoros konferenciájából kettőt ezekben az országokban rendez, ennek egyértelmű elismerése” – jegyezte meg Adamov és egyben felhívta a figyelmet a globális atomenergetikai ipar előtt álló kihívásokra. Ezek közé sorolt a növekvő uránhiányt, illetve az uránban rejlő energiapotenciál jelenlegi alacsony mértékű kihasználását, a kiégett nukleáris üzemanyag kérdés megoldásának halogatását, valamint azt, hogy még nem mindenki számára evidencia az atomenergia versenyképessége.
A kihívásokra – mint azt Jevgenyij Adamov kiemelte – egy új, gyorsneutronos reaktorokra épülő atomtechnológiai platform adhat megoldást. Pontosan egy ilyen megoldás valósul meg az oroszországi Szeverszkben a „Proriv” projekt keretében. Ott épül az a kísérleti-demonstrációs energiakomplexum, amely egy BREST-OD-300 ólomhűtésű reaktorral, valamint ezen a telephelyen valósul meg az üzemanyag gyártása a kiégett üzemanyag újrafeldolgozása után.
A plenáris ülésen Alekszandr Loksin, a Roszatom új atomenergetikai termékeiért felelős vezérigazgató-helyettese a IV. generációs, gyorsreaktorokra és zárt üzemanyagciklusra épülő rendszerek azon képességéről beszélt, amelyek hosszú távon növelhetik az atomenergia fenntartható globális energiarendszerben betöltött szerepét. „A gyorsneutronos reaktorok zárt üzemanyagciklussal nem egyszerűen az atomenergia hatékonyságát növelik, hanem annak hosszú távú fennmaradásának feltételét jelentik” – hangsúlyozta.
Oroszország régóta vezető szerepet játszik a gyorsreaktoros atomtechnológiák területén.
1980 óta működik a Belojarszki Atomerőmű 3. blokkja egy BN–600-as gyorsneutronos reaktorral. A blokk nemcsak a biztonságos villamosenergia-termelést szolgálja, hanem üzemanyag-kutatási célokra is használják. 2015 óta üzemel a Belojarszki Atomerőmű 4. BN–800 reaktorral működő blokkja, ami jelenleg ez az egyetlen olyan kereskedelmi üzemben termelő blokk a világon, amely vegyes urán–plutónium MOX-üzemanyaggal működik. Ezt a blokkot is az energiatermelés mellett új üzemanyagtípusok kutatására is használják. Ezek az új típusú üzemanyagok immár a zárt nukleáris üzemanyagciklushoz szükségesek.
A Belojarszki Atomerőműben a gyorsreaktoros blokkok építése tovább folytatódik. Jelenleg az 5. blokk építésének előkészítése folyik, ez egy BN–1200 gyorsneutronos reaktorral valósul meg. Az oroszországi energetikai rendszer fejlesztését szolgáló program alapján 2042-ig kilenc gyorsreaktoros eblokk létesítését tervezik.
Ezzel párhuzamosan a Roszatom IV. generációs rendszerekhez való üzemanyag fejlesztésén dolgozik. Így például áprilisban a Belojarszki Atomerőmű 4. blokkján lezárult a világ első kísérleti programja az urán–plutónium MOX-üzemanyag minor aktinidákkal dúsított változatának alkalmazására. A minor akitinidák a kiégett nukleáris fűtőelemekben található, az uránnál nehezebb elemek, úgynevezett transzuránok a plutónium kivételével. A nukleáris hulladékkezelés legproblematikusabb összetevői ezek a leghosszabb élettartamú mesterséges transzurán elemek. Elsősorban a neptúniumról, az ameríciumról és kűriumról van szó. Ezek gyorsreaktorokban történő utóégetése jelentősen lerövidíti a kiégett üzemanyag tárolási idejét, és csökkenti a mélygeológiai elhelyezést igénylő hulladék mennyiségét.
„A minor aktinidák reaktorban történő elégetése nem egyszeri kísérlet, hanem hosszú távú stratégia. Mielőtt ezt az eljárást ipari léptékben alkalmaznánk, magát a technológia megvalósíthatóságát igazoljuk, vagyis azt, hogy az ötlet működik” – hangsúlyozta Alekszandr Ugrjumov, a TVEL tudományos-technológiai alelnöke.
A következő szakaszban a TVEL szakemberei növelni kívánják a minor aktinidák arányát a kísérleti MOX-üzemanyag kötegekben, felhasználnák ezeket a szintén a gyorsreaktorokhoz fejlesztett SNUP (nitrid) üzemanyaghoz is, valamint tesztelnék a heterogén utóégetési eljárást. Ebben az esetben a minor aktinidák nem az urán–plutónium üzemanyag részét képezik, hanem külön fűtőelem kötegekként kerülnek a reaktor meghatározott zónájába.
A minor aktinidák ipari méretű utóégetési technológiájának kidolgozására a Roszatomhoz tartozó zseleznogorszki Bányászati-vegyi Kombinát területén egy kutatási célú folyékony sóolvadékos reaktor építését tervezik.
