MOX-топливо

**MOX-топливо** (англ. ***M**ixed-**Ox**ide fuel*) — ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обеднённого урана, которая ведёт себя в смысле течения цепной реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащённого урана. MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространённого типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах. Однако более эффективное использование MOX-топлива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах. Приоритет в разработке таких реакторов принадлежит России.

## Характеристика

[1]
Применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в виде MOX-топлива в тепловых реакторах позволяет снизить необходимость в уране на величину до 30 %.

Содержание оксида плутония в MOX составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.

Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве могут необратимо утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами или могли бы использоваться для создания ядерного оружия. Подобная утилизация предполагалась в рамках соглашения об утилизации плутония между США и Россией, но в значительных объёмах не проводилась.

Также MOX-топливо можно получать путём переработки облучённого топлива с энергетических реакторов АЭС. В процессе переработки из него выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около трети — Pu-240. Из-за столь высокого содержания 240-го изотопа, плутоний, полученный путём переработки топлива, не может быть использован для изготовления надёжных и предсказуемых ядерных зарядов. В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и требует для такого плутония (даже в составе MOX-смеси) столь же высокого уровня защиты, как и для *материалов прямого использования* (англ. *direct use material*), например обогащённого плутония, урана-233, высокообогащённого по 235 урана.

## Применение

[2]
Впервые МОХ-топливо было опробовано в 1963 году, однако его широкое коммерческое использование в тепловых реакторах началось только в 1980-х годах. Применение MOX-топлива в существующих реакторах требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней. Часто MOX-топливо составляет от трети до половины от всего топлива, так как большие количества требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.

В реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30%-е выгорание плутония из состава MOX-топлива.

Плутоний составляет порядка 1 % от облучённого ядерного топлива. Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52 %, Pu-240 24 %, Pu-241 15 %, Pu-242 6 %, Pu-238 2 %. Все они либо делящиеся материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе трансмутации. Pu-242 требует трёх нейтронов, а также 2 протонов, чтобы стать, например, Кюрием-245.

К недостаткам его использования относится более нестабильное состояние топлива, гораздо более жесткие требования к режимам охлаждения и регулирования реактора.

Использование МОКС-топлива позволяет переработать отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уран-плутониевое топливо, в котором количество энергии, которое можно получить от природного урана, увеличивается примерно в 100 раз. При этом, после переработки ОЯТ, количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать» долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада в 200—300 лет, после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением стандартных процедур и не нарушат природный радиационный баланс Земли.

## Производство

[3]
По данным Всемирной ядерной ассоциации, за всю историю в коммерческих реакторах использовано свыше 2 тысяч тонн МОХ-топлива, однако в мире на складах накоплено 1,6 миллиона тонн обедненного урана. Только на этих запасах, без учета отработавшего ядерного топлива, реакторы на быстрых нейтронах позволяют обеспечить текущий уровень мирового потребления энергии на 326 лет.

Крупным производителем МОХ-топлива является французский завод в Мэлоксе, который выдает на рынок 195 тонн продукции ежегодно.

Промышленное производство МОХ-топлива «Росатом» начал в сентябре 2015 года на своём Горно-химическом комбинате в Железногорске, Красноярского края. Проектная мощность пускового комплекса составляет 400 ТВС в год и должна была быть достигнута в 2019 году, однако реально промышленное производство началось уже в августе 2018 года, когда первая серийная партия топливных сборок была отправлена на Белоярскую АЭС. На ГХК ядерное топливо будет производиться из регенерированных материалов, в том числе высокоактивного плутония. В запуске этого производства участвовали более 20 предприятий атомной промышленности России.

МОХ-топливо изготавливается в России и на опытных производствах других предприятий Росатома: НИИАР (Димитровград, Ульяновская область) и "Производственного объединения «Маяк» (ЗАТО Озерск, Челябинская область).

### В мире

Основными потребителями МОКС-топлива являются Япония (лицензировано 10 реакторов) и страны Евросоюза (лицензировано 40 реакторов).

Всего четыре блока в США спроектированы на полную загрузку MOX, три блока System-80 PWR на крупнейшей в стране АЭС Пало-Верде (Тонопа, Аризона) и строящийся блок в штате Вашингтон. Ни один реактор в США не имел соответствующей лицензии на 2007 год.

Около 40 реакторов на тепловых нейтронах в Европе (Бельгия, Швейцария, Германия, Франция) имеют лицензию на использование комбинации обычного и MOX-топлива и ещё 30 находятся в процессе лицензирования. Фактически, у многих из них около трети топлива может составлять MOX, но некоторые могут работать и на 50 % MOX. До Фукусимской катастрофы, Япония планировала начать использование MOX на трети своих реакторов (изначально — к 2010), и утвердила план по строительству блока ABWR, использующего до 100 % MOX в Ома. От всего используемого ныне ядерного топлива MOX составляет около 2 %[*уточнить*].

### В СССР и России

В СССР первый промышленный реактор на быстрых нейтронах БН-350, утилизирующий МОХ-топливо, начал эксплуатироваться в 1973 году в Актау и успешно работал до 1999 года. Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет. Там же в сентябре 2016 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.

Благодаря пуску этого реактора Россия выполняет свои обязательства по российско-американскому соглашению «Об утилизации плутония» от 2000 года, конвертируя 34 тонны ядерных зарядов в топливо для АЭС. В настоящее время Россия занимает первое место в мире в развитии технологий строительства реакторов на быстрых нейтронах.