Новости

Как создается прорывная технология переработки ядерного топлива

Обуздав силу атома, человек открыл для себя новые возможности в науке и жизни. Преимущества ядерной энергетики - высокая эффективность и снижение парникового эффекта. Но есть и серьезные недостатки - риск возникновения радиационных аварий и накопление радиоактивных отходов.

Поэтому многие страны, включая Россию, работают над ядерными энергосистемами нового поколения. Их главное отличие от предшественников - полное нераспространение ядерных материалов.

Важное направление таких разработок - системы замкнутого ядерного топливного цикла, в которых облученное топливо будет использоваться вновь для получения энергии.

Прорывные исследования в этой области ведутся в нашей стране в Институте высокотемпературной электрохимии Уральского отделения РАН:

здесь разрабатывается высокотемпературная электрохимическая (пирохимическая) технология переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах.

Работу возглавляет научный руководитель ИВТЭ УрО РАН член-корреспондент РАН Юрий Павлович Зайков. Заместитель директора по новым технологиям ИВТЭ УрО РАН Анна Сергеевна Холкина познакомила с деталями инновации нашего корреспондента.

Исследование уральских ученых предназначено для проекта «Прорыв» госкорпорации «Росатом».

В результате этой комплексной работы на свет должна появиться первая в мире экспериментальная платформа с замкнутым ядерным топливным циклом: на одной площадке в городе Северске (Томская область) будут производиться выработка атомной энергии, переработка облученного топлива и изготовление из его компонентов «свежего» топлива.

Важной составляющей строящегося комплекса станет БРЕСТ-ОД-300 - реактор нового поколения на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Один из принципов работы этой системы - естественная безопасность: планируется, что установка будет самостоятельно заглушаться при любых отклонениях показателей. 

Пока в мире в основном функционируют атомные реакторы на тепловых нейтронах (РТН), где для получения энергии используется уран-235. Это довольно редкий изотоп: в урановой руде его содержание составляет около 0,7%. Остальная доля принадлежит урану-238, но эта версия элемента не поддерживает цепную реакцию деления.

Поэтому перед загрузкой в тепловой реактор сырье обогащается (с доведением содержания урана-235 до 5%), а обедненный уран (основную массу которого составляет пресловутый уран-238) складируется в виде «отвалов».

Для поддержания цепной реакции в таких системах задействуются тепловые нейтроны (с малой энергией).

Чтобы затормозить частицы до нужных значений, в атомных реакторах используются специальные замедлители (самый распространенный вариант - вода, тяжелая вода (в чьих молекулах находится тяжелый изотоп водорода дейтерий)).

Альтернативное решение, пока не столь широко используемое в силу более сложной технологии, - реакторы на быстрых нейтронах (РБН). В них используются незамедленные частицы, в миллионы раз превышающие по энергии тепловые нейтроны.

Преимущество быстрых реакторов заключается в том, что они могут использовать для работы уран-238. Под воздействием высокоэнергетических частиц он превращается в плутоний-239 - так называемое вторичное ядерное горючее.

Распад этого изотопа и служит основным источником энергии в реакторах на быстрых нейтронах. Таким образом, применение РБН позволит полностью использовать энергетический потенциал природного урана.

И это немаловажно - с учетом того, что его доля в мировых запасах энергоресурсов составляет около 86% (для сравнения: на уголь приходятся 8%, на нефть - 3%, на газ - 3%).

Примечательное свойство быстрых реакторов: плутоний в них не только расходуется, но и нарабатывается, причем в тех же количествах, что и распадается.

Его можно извлекать из облученного ядерного топлива, освежать, то есть отделять от продуктов деления (ПД), и снова загружать в реактор для получения энергии. Поэтому технологии, создающиеся на базе РБН, дают возможность замкнуть ядерный топливный цикл.

Сегодня Россия - единственная страна, где успешно используются промышленные РБН. Пока их всего два, и оба действуют на Белоярской АЭС в Свердловской области. 

Планируется, что БРЕСТ-ОД-300 будет использовать смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП), разработанное предприятиями «Росатома». Оно сочетает обедненный уран и плутоний от переработки облученного ядерного топлива.

Таким образом, для его производства пригодятся невостребованные «отвалы» урановой руды и ОЯТ тепловых реакторов. Бóльшую часть облученного ядерного топлива РТН как раз составляет уран-238, поэтому его можно будет использовать для подпитки реакторов на быстрых нейтронах.

Такая взаимосвязь между тепловыми и быстрыми реакторами называется двухкомпонентной атомной энергетикой.

Предполагается, что работа отечественной платформы с замкнутым ядерным топливным циклом будет выглядеть следующим образом:

СНУП-топливо будет загружаться в реактор для выработки энергии, затем ОЯТ будет перерабатываться с извлечением делящихся материалов (ДМ), а на основе выделенного из него плутония с добавлением свежего урана-238 будет изготавливаться рефабрицированное топливо, которое вновь отправится в реактор.

И этот цикл можно будет повторять многократно.

«Сам принцип применения технологии на быстрых нейтронах позволяет вовлекать в топливный цикл уран-238, что глобально расширяет ресурсную базу, поскольку доля этого изотопа в добываемом урановом сырье составляет более 99%.

А совместное использование технологий переработки и рециклинга* ОЯТ снимает проблему топливообеспечения на многие тысячелетия и при этом обеспечивает принцип радиоэквивалентности»*, - объяснила кандидат химических наук Анна Сергеевна Холкина. 

Эволюция ядерной энергетики требует новых подходов к обработке облученного топлива. В 2021 г. «Росатом» и ИВТЭ УрО РАН подписали соглашение о разработке пирохимической технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.

Институт координирует работу в этой области, сотрудничая с коллегами из госкорпорации, Российской академии наук и других научных организаций. На общем собрании членов РАН в мае 2025 г. эти исследования ИВТЭ были отмечены председателем УрО РАН Виктором Николаевичем Руденко в числе наиболее интересных работ уральских ученых. 

«Технология пирохимической переработки облученного ядерного топлива (краткое название - “пирохимия”), разрабатываемая в рамках проектного направления “Прорыв”, основана на использовании радиационно стойких расплавленных солевых систем - хлоридов щелочных металлов, а именно калия и лития.

Ключевые процессы, заложенные в технологическую схему переработки, - это электрохимические реакции, такие как восстановление оксидов до металла и электрорафинирование металлического ОЯТ.

В целом схема включает в себя последовательные процессы перевода нитридного ОЯТ в оксиды посредством высокотемпературной обработки, восстановления оксидов до металла и финального электролитического рафинирования металлического ОЯТ, позволяющего выделить целевые продукты - делящиеся материалы», - рассказала А.С. Холкина. 

В случае с РТН облученное топливо перерабатывается в водной среде. Однако для реакторов на быстрых нейтронах такой подход невыгоден из-за того, что ОЯТ придется предварительно подвергать долгой выдержке.

Эту проблему как раз позволяет решить переработка облученного топлива в расплавах солей. Примечательно, что их можно будет использовать многократно. 

«Отработавшее ядерное топливо РБН - радиоактивный продукт с высоким тепловыделением. В процессе работы реактора в топливе нарабатывается плутоний и накапливаются высокоактивные долгоживущие продукты деления.

После окончания топливного цикла отработанные тепловыделяющие сборки направляются в хранилища на длительную выдержку. Для реакторов с тепловыми нейтронами она занимает от трех до пяти лет, после чего облученное топливо подвергается переработке.

В отличие от ОЯТ РТН, остаточное тепловыделение ОЯТ РБН даже после длительной выдержки не позволяет направлять облученное топливо на переработку по существующей гидрометаллургической схеме, - пояснила А.С. Холкина. - Здесь и должны использоваться преимущества пирохимической технологии, так как рабочая температура процессов в расплавах составляет порядка 600 °C, а время выдержки ОЯТ РБН в случае с этим подходом возможно сократить до одного года.

К тому же расплавленные солевые системы обладают высокой радиационной стойкостью.

Сейчас рассматривается комбинированный вариант переработки облученного ядерного топлива РБН.

В “голове” процесса планируется использовать пирохимическую технологию, и на этой стадии из ОЯТ будут убираться основные тепловыделяющие и радиационно активные продукты деления (ПД).

Оставшиеся ПД и ДМ будут передаваться на гидрометаллургический передел для дальнейшей переработки. Такая схема позволит сократить сроки выдержки ОЯТ РБН и получить качественный продукт для рефабрикации топлива».  

Электрохимическая технология переработки ОЯТ - ключ к сокращению радиоактивных отходов. Ее преимущество - эффективное разделение делящихся материалов (которые можно повторно использовать для выработки энергии) и продуктов деления. Избирательность процесса может регулироваться.

Одни из опаснейших продуктов распада в составе ОЯТ - минорные актиниды (или младшие актиноиды) - элементы, расположенные в периодической таблице после урана (кроме плутония).

Среди них есть изотопы, отличающиеся высокой радиоактивностью, токсичностью, активным тепловыделением и длительным периодом полураспада.

В случае с новой отечественной системой на быстрых нейтронах минорные актиниды можно будет не накапливать в составе радиоактивных отходов (как это в основном происходит сегодня), а выделять из топлива и дожигать в реакторе: расчеты показывают, что под воздействием быстрых нейтронов они будут делиться на другие атомы.

И хотя в их числе будут и радиоактивные изотопы, в целом они должны превосходить по безопасности своих предшественников.

К текущему моменту исследователи уже продумали оригинальную технологию и перешли к обкатке подхода на практике.

«В настоящее время эффективность технологии подтверждена на модельном ядерном топливе (МЯТ) на площадке ИВТЭ УрО РАН в Екатеринбурге. Проведена также сквозная проверка подхода на смешанном нитридном уран-плутониевом МЯТ на базе АО “Сибирский химический комбинат”.

Кроме того, в АО “Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов” реализуется пооперационная проверка пирохимии на реальном ОЯТ.

Работы с настоящим облученным ядерным топливом достаточно сложны и требуют значительной подготовки, - сообщила А.С. Холкина. - Кроме того, в связи с высоким тепловыделением и радиационной активностью возникает необходимость использования дистанционных средств обслуживания (манипуляторов и роботизированных систем).

Работы в данном направлении ведутся совместно с Центральным научно-исследовательским и опытно-конструкторским институтом робототехники и технической кибернетики в Санкт-Петербурге». 

Исследования в области роботизации процесса движутся полным ходом: к настоящему времени ученые и инженеры уже отработали операции по удаленному управлению монтажом и обслуживанием пирохимических установок с помощью манипулятора и систем технического зрения.  

«Испытания инноваций - это всегда очень волнующе и ответственно. В настоящее время практически все наработки концентрируются на площадке АО “Сибирский химический комбинат”.

Именно там проводятся испытания по основным направлениям - начиная от режимов процессов до аппаратурного оформления пирохимической технологии, - поделилась Анна Сергеевна Холкина. - АО “СХК” - это будущая эксплуатирующая организация как нового реактора БРЕСТ-ОД-300, так и модуля переработки.

Поэтому очень ценно, что коллектив комбината участвует во внедрении новых подходов не только непосредственно в процессы переработки, но и в аналитические методики и системы инженерного обеспечения технологии (такие, как инертные боксы и камеры), а также уделяет внимание использованию средств роботизации».

Примечание

* - Рециклинг - процесс изготовления новой продукции из вторичного сырья (в данном контексте - свежего ядерного топлива из облученного).
* - Принцип радиоэквивалентности - подход в ядерной индустрии, при котором в окружающую среду возвращаются отходы, не превышающие по радиоактивности ранее извлеченное из нее урановое сырье. 

Анастасия Жукова