Skip to Content

ПОТЕНЦИАЛ ЛИДЕРА

Сегодня Институт высокотемпературной электрохимии УрО РАН — головной разработчик технологии и оборудования для пирохимической переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах в рамках проектного направления «Прорыв» ГК «Росатом» и научный координатор работ по пирохимии, выполняемых в сотрудничестве с АО «Прорыв», НИИ Росатома, академическими институтами, ведущими университетами и другими организациями. Оригинальная технология с использованием расплавленных солей внедряется на площадке Сибирского химического комбината (Северск Томской области) в модуле переработки Опытно-демонстрационного энергетического комплекса — ключевого объекта новой технологической платформы ядерной энергетики. В реакторной установке на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 ядерное топливо, одним из основных компонентов которого является плутоний, нарабатывается в том же количестве, в каком и сгорает. Выделенная из ОЯТ смесь актиноидов идет на изготовление новых партий топлива для реактора, и таким образом цикл замыкается.
О ходе разработки новой технологии и последних результатах «НУ» рассказал научный руководитель работ по пирохимической переработке ОЯТ в составе проектного направления «Прорыв», научный руководитель ИВТЭ УрО РАН, доктор химических наук профессор Юрий Зайков.
— Основная задача пирохимической технологии — переработка ОЯТ малой выдержки с большим энерговыделением, что позволяет существенно сократить масштабы хранения ОЯТ перед его переработкой. Мы используем для этого расплавленные соли — хлориды лития, калия и их смеси. Солевые расплавы очень стойки к радиационному воздействию и позволяют работать с высокоактивным ОЯТ. В процессе пирохимической переработки из ОЯТ выделяются наиболее радиоактивные продукты деления, и в очищенную смесь на стадиях фабрикации и рефабрикации нового топлива вводится обедненный уран. При этом самые долгоживущие радиоактивные вещества в составе регенерированного топлива (минорные актиниды) возвращаются в реактор, где происходит их сжигание.
Пирохимическим способом можно перерабатывать любые типы ОЯТ со сроком выдержки до одного года, при этом достигаются высокие коэффициенты разделения делящихся материалов и продуктов деления электролитическими методами. Благодаря использованию пирохимической технологии существенно сокращаются количества образующихся радиоактивных отходов, направляемых на хранение, а в перспективе — на захоронение в геологических формациях. Расплавленные соли можно применять многократно после их регенерации в аппаратах в составе схемы переработки ОЯТ.
В минувшем году мы завершили разработку оригинальной схемы пирохимической переработки ОЯТ и провели ее сквозную пооперационную проверку, когда конечный продукт одной операции становится исходным компонентом для последующей. В ходе проверки использовалось модельное ядерное топливо — уран с добавкой имитаторов продуктов деления. Подтверждена реализуемость схемы, определены коэффициенты разделения актинидов и продуктов деления, в том числе благородных и редкоземельных элементов.
На смешанном нитридном уран-плутониевом модельном ядерном топливе отработаны режимы операций высокотемпературной обработки, компактирования, «металлизации» и очистки продуктов «металлизации» от электролита. Это сделано впервые в мире. Для планируемой на 2024 год отработки этих операций на реальном ОЯТ изготовлена опытная установка и проведены ее тепломеханические испытания в АО «ГНЦ НИИ атомных реакторов» (Димитровград).
Многие эксперименты, приближенные к условиям промышленной эксплуатации, мы проводим на промышленных предприятиях, прежде всего на площадке Сибирского химического комбината, где создана уникальная экспериментальная база, не имеющая аналогов в России, да и в мире. Там на модельном ядерном топливе успешно идут испытания полнофункциональных макетов опытных и опытно-промышленных пирохимических аппаратов, которые планируется завершить в 2026 году.
Проведены исследования по созданию промышленных радиационно-защитных камер пирохимического передела модуля переработки ОДЭК. В Институте элементоорганических соединений им. А.Н. Несмеянова РАН синтезированы уникальные радиационно стойкие смазки и герметизирующие жидкости для роботизированных систем пирохимической технологии, разработано техническое задание на создание опытного участка по их производству. Все это импортозамещающая продукция.
С использованием имитаторов отработаны операции транспортировки ОЯТ, дистанционного монтажа и обслуживания пирохимических установок с помощью манипулятора и средств видеонаблюдения. Поскольку новые технологии связаны с переработкой высокоактивных материалов, нужны и новые подходы к обслуживанию аппаратов, в которых происходят эти процессы. В решении этих задач мы сотрудничаем с ЦНИИ робототехники и технической кибернетики (Санкт-Петербург).
«Прорыв» — не просто инновационный, но очевидно амбициозный проект, и молодежь принимает в нем самое активное участие. Средний возраст сотрудников 35–37 лет. Многие молодые ученые института — выпускники Уральского федерального университета им. первого Президента России Б.Н. Ельцина. Научный руководитель ИВТЭ УрО РАН Ю.П. Зайков и заместитель директора института по новым технологиям Анна Холкина входят в рабочую группу ГК «Росатом» по подготовке молодежных кадров для освоения новых технологий и оборудования. Руководство госкорпорации уделяет этим вопросам большое внимание.
Создаваемая в ИВТЭ пирохимическая технология переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах не имеет мировых аналогов. Она позволяет максимально использовать энергетический потенциал природного урана в замкнутом ядерном топливном цикле, решить многие экологические проблемы, связанные с хранением отработавшего ядерного топлива, и обеспечить технологическое лидерство России в мировой атомной энергетике.
Е. Понизовкина
На фото: научный руководитель ИВТЭ УрО РАН доктор химических наук Ю.П. Зайков;
младший научный сотрудник лаборатории радиохимии Алексей Шишкин, зам. директора ИВТЭ УрО РАН по новым технологиям, кандидат химических наук Анна Холкина, зав. лабораторией радиохимии, кандидат химических наук Вадим Ковров работают с электролизером восстановления оксидного модельного ядерного топлива.
Фото предоставлены ИВТЭ УрО РАН
Год: 
2024
Месяц: 
март
Номер выпуска: 
6
Абсолютный номер: 
1286