На химико-металлургическом заводе ОАО «СХК» проведены приемосдаточные испытания первой полномасштабной тепловыделяющей сборки ЭТВС-4 с нитридным топливом. Это результат совместной работы СХК и нескольких отраслевых институтов.
Данная сборка предназначена для загрузки в реактор на быстрых нейтронах БН-600 — третий блок Белоярской АЭС. У этой сборки серьезная миссия - проведение испытаний для дальнейшего принятия решения о возможности эксплуатации нитридного топлива в реакторах нового поколения. Первая полномасштабная сборка для реактора БН-600 — это первый шаг к созданию замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Изделие имеет много конструктивных особенностей, что можно смело говорить о его несомненной инновационности. Например, применяемые материалы имеют повышенную радиационную стойкость, что позволяет существенно увеличить ресурс их эксплуатации, а, следовательно, повысить экономику реакторов на быстрых нейтронах. Но самое главное их отличие заключается в смешанном нитридном топливе, изготовленном на СХК.
Был осуществлен вывоз в Россию последней партии отработавшего высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива с реактора ВВР-К, находящегося в Институте ядерной физики (ИЯФ, г. Алматы, Казахстан). Топливо самолетом было доставлено в аэропорт Кольцово (г. Екатеринбург), откуда автомобильным транспортом перевезено на пункт переработки — ФГУП «ПО «Маяк».
Решение о переводе реактора ВВР-К с высокообогащенного на низкообогащенное урановое (НОУ) топливо (19,7 % по урану-235) было принято в 2003 г. в рамках реализации международной программы конверсии активных зон исследовательских реакторов на топливо низкого обогащения. В 2011 г. 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 г. 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.