В России внедряют новую технологию обращения с ядерными отходами

Исследователи ГЕОХИ РАН разработали технологию переработки ОЯТ, которая отличается эффективностью, безопасностью и улучшенными экономическими показателями. Они также работают над оптимизацией стадий переработки, созданием единой технологической схемы и разработкой новых материалов для консервации радионуклидов.


Атомная энергетика сталкивается с рядом проблем, связанных с безопасностью, эффективностью и утилизацией ядерных отходов. Существует два основных типа ядерного топливного цикла — открытый и замкнутый. В открытом цикле отработанное ядерное топливо (ОЯТ) считается высокоактивными радиоактивными отходами и подлежит долгосрочному хранению или захоронению. Это приводит к большим затратам на обеспечение изоляции ОЯТ от биосферы, а также к низкой эффективности использования природного урана (до 1%). В замкнутом цикле ОЯТ перерабатывается для извлечения делящихся нуклидов (урана и плутония), которые возвращаются в топливный цикл для повторного использования. Это позволяет значительно сократить объемы и опасность радиоактивных отходов, а также повысить эффективность использования урана (до 99%).

Российские ученые из Института геохимии и аналитической химии имени В. И. Вернадского (ГЕОХИ) РАН разработали научные основы новой технологии обращения с ОЯТ, которая будет использоваться в контексте перехода российской атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл. Эта комплексная методика переработки основана на фракционировании и трансмутации радионуклидов, а также на кондиционировании и добавлении их в твердые устойчивые матрицы для экологически безопасного захоронения.

Фракционирование позволяет разделить радионуклиды на отдельные группы в зависимости от их полураспада и токсичности. Таким образом, можно выделить делящиеся нуклиды для повторного использования и другие радионуклиды, которые являются практически полезными. Например, цезий-137 и стронций-90 могут быть использованы в теплоэлектрических генераторах, америций-241 — в дымовых датчиках, кобальт-60 — в медицине и промышленности.

Трансмутация позволяет превращать долгоживущие радионуклиды в короткоживущие или стабильные. Это достигается путем облучения ОЯТ быстрыми нейтронами в специальных реакторах или акселераторах. Таким образом, можно снизить радиотоксичность ОЯТ на несколько порядков и уменьшить время хранения до сотен лет.

Кондиционирование и добавление радионуклидов в твердые устойчивые матрицы для экологически безопасного захоронения предполагает введение радиоактивных веществ в специальные композитные материалы, которые обладают высокой химической и радиационной стойкостью, а также низкой растворимостью в воде. Такие материалы могут быть изготовлены на основе фосфатов, боратов, силикатов, оксидов и других соединений. Они обеспечивают длительную изоляцию радионуклидов от окружающей среды и предотвращают их миграцию.

Технология переработки ОЯТ, разрабатываемая учеными, предполагает использование новых радиохимических заводов. Однако некоторые разработанные методы уже могут быть применены на предприятиях, например, новые фосфатные материалы для захоронения радиоактивных отходов.

Исследования проекта были поддержаны Министерством науки и высшего образования Российской Федерации, а Госкорпорация «Росатом» также проявила интерес к разработкам ученых и планирует провести опытные испытания ученых технологических решений на практике.

Первый шаг к устойчивой ядерной энергетике

Одним из перспективных направлений для развития замкнутого ядерного топливного цикла является создание реакторов на быстрых нейтронах. Эти реакторы способны не только сжигать делящиеся нуклиды, но и генерировать их из урана-238, который составляет 99% природного урана. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах имеют высокую тепловую эффективность и меньшую вероятность крупномасштабных аварий.

В России ведется активная работа по созданию опытно-демонстрационного энергоблока «Брест», который будет работать на основе свинцевого охлаждения и нитридного топлива. Этот энергоблок будет построен в Северске Томской области в рамках проекта «Прорыв». Кроме реактора «Брест», на территории этого комплекса будут расположены завод по фабрикации уникального нитридного топлива и завод по переработке этого топлива. Таким образом, будет реализована концепция пристанционного замкнутого ядерного топливного цикла, при которой все производства по переработке и фабрикации топлива будут находиться в одном месте, что повысит безопасность и экономичность.

Реактор «Брест» имеет ряд особенностей, которые отличают его от других реакторов на быстрых нейтронах. Во-первых, он использует нитридное топливо, которое имеет высокую плотность, теплопроводность и радиационную стойкость. Нитридное топливо также позволяет достичь высокой степени выгорания (до 20%) и снизить содержание плутония оружейного качества. Во-вторых, он использует свинцевый теплоноситель, который имеет высокую кипящую точку (2000 К), слабую активацию и инертность к воздуху и воде. Свинцевый теплоноситель также способствует стабилизации размножающих свойств реактора и снижению запаса реактивности. В-третьих, он имеет двухконтурную схему отвода тепла к турбине и закритические параметры пара, что повышает эффективность преобразования энергии.

«Брест» также соответствует концепции естественной безопасности, которая предполагает исключение аварий с неконтролируемым ростом мощности, потерей охлаждения, пожарами и взрывами с разрушением топлива и недопустимыми радиоактивными выбросами. Это достигается за счет природных закономерностей, свойств и качеств естественной безопасности, присущих реактору и его компонентам. Например, при повышении температуры топлива или теплоносителя происходит уменьшение реактивности за счет теплового расширения, изменения плотности и сечений захвата нейтронов. При потере охлаждения происходит естественное остывание теплоносителя за счет теплопроводности и конвекции. При разрушении топлива происходит уменьшение реактивности за счет выхода нейтронов из активной зоны.

Строительство экспериментального энергоблока «Брест» началось в 2019 году и его планируют завершить к 2026 году. Этот энергоблок будет иметь электрическую мощность 300 МВт и тепловую мощность 700 МВт. Он будет служить для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.