19 сентября 2017 года был осуществлен вывоз в Россию последней партии отработавшего высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива с реактора ВВР-К, находящегося в Институте ядерной физики (ИЯФ, г. Алматы). Топливо самолетом было доставлено в аэропорт Кольцово (г. Екатеринбург), откуда автомобильным транспортом перевезено на пункт переработки – ФГУП «ПО «Маяк». Организатором вывоза являлась научно-производственная фирма «Сосны».
Решение о переводе реактора ВВР-К с высокообогащенного на низкообогащенное урановое (НОУ) топливо (19,7% по урану-235) было принято в 2003 году в рамках реализации международной программы конверсии активных зон исследовательских реакторов на топливо низкого обогащения. В 2011 году в ПАО «НЗХК» при участии АО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара» и АО «НИКИЭТ» начато серийное производство НОУ-топлива для этого реактора. К настоящему времени ПАО «НЗХК» поставил в ИЯФ 4 партии НОУ-топлива, последнюю из них – в августе 2017 года. По оценкам экспертов, поставленного топлива хватит на 15-18 лет.
Отработавшее ВОУ топливо возвращается в Россию из третьих стран в рамках многосторонней программы по ввозу в Россию ядерного топлива исследовательских реакторов российского производства, осуществляемой при содействии МАГАТЭ в целях укрепления режима ядерного нераспространения. Программой охвачены 15 стран (Белоруссия, Болгария, Венгрия, Вьетнам, Германия, Казахстан, Латвия, Ливия, Польша, Румыния, Сербия, Узбекистан, Украина, Грузия и Чехия). Полностью отработавшее ВОУ-топливо вывезено из 12 стран.
Начинается подготовка к вывозу отработавшего топлива с реактора ИВГ (г. Курчатов, Казахстан). Вывоз запланирован на 2020 год.
Справочно:
Институт ядерной физики (ИЯФ) Министерства энергетики РК образован в 1957 году и является ведущей научной организацией Республики Казахстан в области ядерной физики и физики твердого тела, радиоэкологических исследований, ядерных и радиационных технологий.
Реактор ИЯФ бассейнового типа на тепловых нейтронах ВВР-К введен в эксплуатацию в ИЯФ в 1967 году и в советское время использовался для испытания компонентов космических ядерных установок. ВВР-К является единственным в Казахстане реактором, имеющим, как научное, так и практическое значение. На его базе не только проводятся фундаментальные и прикладные исследования в области ядерной физики, физики ускорителей, физики твердого тела, материаловедения, радиоэкологии, ядерной и радиационной безопасности, радиохимии, но и производятся радиоизотопы для медицины и промышленности, гамма-источники, нейтронное легирование кремния, нейтронно-активационный анализ.
В 2008 году была начата программа перевода реактора с высокообогащённого урана на низкообогащённый, работы по которой были завершены в 2016 году. Тепловыделяющие сборки (ТВС) для модернизированного реактора и топливо с низкообогащенным ураном (НОУ) поставлялось в ИЯФ ПАО «Новосибирский завод химконцентратов» (НЗХК, входит в состав Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»). В процессе модернизации исследовательского ядерного реактора ВВР-К были полностью заменены система управления и защиты, система радиационного контроля, модернизированы системы охлаждения и бесперебойного энергоснабжения.