Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

На отраслевой стратегической сессии по перспективам развития радиохимических технологий (июль 2024 г. в Радиевом институте им.В.Г.Хлопина) радиохимическое направление было объявлено одним из приоритетов госкорпорации «Росатом» (фото). В плане научно-технологического развития отрасли с заделом на перспективу до 2045 г. радиохимические технологии и технологии переработки ОЯТ включены в качестве неотъемлемой части атомной энергетики четвёртого поколения – двухкомпонентной ядерной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом [1]. 

По мнению гендиректора «Росатома» А. Лихачёва, «эту стратегически важную задачу необходимо вывести на федеральный уровень и при поддержке РАН провести работу по включению стратегической программы по радиохимии в национальный проект «Новые атомные и энергетические технологии». Переработка отработавшего ядерного топлива и замыкание топливного цикла задают приоритетность развития радиохимических технологий и необходимость превращения этой отраслевой программы в национальное направление (А. Лихачев).

«Без радиохимии быстрая энергетика невозможна»

Отечественная радиохимическая переработка находится на передовых позициях. «ФГУП «Маяк» – единственное предприятие в мире, перерабатывающее почти всю линейку топлива, существующего на рынке. Технологический задел создан, необходимо работать над увеличением мощностей. Радиохимические технологии являются не только инструментом ликвидации объёмов накопленного наследия ОЯТ, они позволяют создавать материалы для первичной загрузки реакторов на быстрых нейтронах, которые обеспечат сами себя топливом на долгое время» (В. Тинин, директор по госполитике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО).

Только в ближайшие два года запланировано реализовать более 40 НИОКР по технологиям переработки: головным операциям, экстракционным процессам, процессам отверждения отходов с целью создания промышленной инфраструктуры по крупномасштабной переработке накопленного и вновь образующегося ОЯТ российских и зарубежных АЭС.

Участники отраслевой программы 

Для реализации стратегической отраслевой программы «Развитие радиохимического направления» сформирована проектная команда с участием 19 представителей научных, производственных и конструкторских предприятий отрасли, в том числе: АО «ТВЭЛ», АО «Радиевый институт», АО «ВНИИНМ», АО «Прорыв», ФГУП «ПО «Маяк», ФГУП «ГХК», АО «СХК», АО «СвердНИИхиммаш». Определены первоочередные задачи [2]:

- разработка роботизированных технологий, оборудования и методов аналитического контроля эффективной переработки ОЯТ и обращения со всеми продуктами переработки;

- создание экспериментальной базы для промышленного освоения технологий переработки всей номенклатуры ОЯТ и обращения с продуктами его переработки;

- разработка ТЗ и проектной документации на создание заводов по переработке ОЯТ;

 - создание промышленных объектов по переработке ОЯТ с фракционированием и обращения с РАО (ОДЦ, МП ОДЭК и ПЭК1, модули 1 и 2 ЗБМ2);

 - техническое перевооружение существующих мощностей на ФГУП «ПО «Маяк» для обеспечения переработки до 400 ттм/год ОЯТ;

- обеспечение использования в топливном цикле регенерированного урана;

 - рассмотрение возможности вовлечения Pu в топливный цикл реакторов на тепловых нейтронах;

 - вовлечение в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах (РБН) радионуклидов Am, Np и решение вопросов по обращению с Cm;

 - создание линейки экспортных продуктов и услуг «Сбалансированного ЯТЦ», включая услуги по переработке зарубежного ОЯТ и получения регенерированных ЯМ;

 - сокращение объема высокоактивных отходов, подлежащих глубинному захоронению;

 - обоснование безопасности хранения/захоронения РАО;

 - подготовка квалифицированного персонала в области радиохимии.

На сегодняшний день в РФ накоплено около 26,5 тыс. т отработавшего топлива. Ежегодно из реакторов выгружается порядка 600 т ОЯТ.  ФГУП «ПО Маяк» может перерабатывать 150-170 т/год (в пересчете на уран). Из-за дефицита мощностей по переработке темпы накопления ОЯТ уменьшаются, но кардинально проблема не решена. Для того чтобы перерабатывать весь объем, будет построен завод большой мощности. Иначе «без переработки ОЯТ хранилища на «ГХК» будут заполнены к 2040 г.» (Д. Колупаев, гендиректор «ГХК»). На горизонте 2035 г. потребуется создание крупномасштабного завода по переработке ОЯТ. Для проектирования завода большой мощности согласована схема завода, ведется согласование исходных данных и проведения ТЭИ.

В феврале 2025 г. на отраслевой научной конференции в Москве рассматривались вопросы развития радиохимического направления заключительной стадии ядерного топливного цикла для решения проблем «наследия» и запуска энергосистем IV поколения [3]. В том числе обсуждались темы:

- регенерации ядерного топлива с целью выделения урана и плутония и их очистки от радиоактивных продуктов деления;

- концентрации радионуклидов после выделения урана и плутония в результате химической переработки высокоактивных растворов, направленной на их отверждение с прочной фиксацией радионуклидов; 

- переведения высокоактивных растворов в стеклоподобные композиции, обладающие достаточной химической, термической и механической стойкостью, необходимыми для надёжного захоронения в геологических формациях; 

- газофазного разделения и очистки урана и плутония для топлива реакторов на быстрых нейтронах; 

- неводной технологии с использованием расплавов, перспективной для регенерации топлива гомогенных реакторов, в активной зоне которых находятся расплавленные соли. 

Повышение эффективности использования ядерного топлива и возможность вовлечения в ЯТЦ плутония как ценного энергоносителя являются основными аргументами в пользу замкнутого цикла.

Инновационные технологии переработки ОЯТ

ГЕОХИ РАН

Перспективы ЗЯЦ связаны не только с регенерацией урана и плутония, но и с глубоким фракционированием - разделением радионуклидов на отдельные фракции по периоду их полураспада или по степени их токсичности, а также трансмутацией америция и других долгоживущих нуклидов в короткоживущие. В числе перспективных направлений для развития замкнутого цикла — обращение с радиоактивными отходами путем кондиционирования и включения в твердые устойчивые матрицы (стекло или минералоподобные материалы) для безопасного захоронения. Исследователи ГЕОХИ РАН занимаются разработкой технологий переработки ОЯТ 4-го поколения. Комплексная технология переработки ГЕОХИ РАН ориентирована на радиохимические заводы нового поколения. Но отдельные методы могут быть использованы уже сейчас, например новые фосфатные материалы для захоронения РАО. 

В отличие от природных руд ОЯТ являются возобновляемым ресурсом. Разработка технологии извлечение технически важных металлов из ОЯТ – проблема актуальная. Исследователи ГЕОХИ предложили способы выделения группы трансплутониевых и редкоземельных элементов из отходов, последующего отделения америция от этой группы для его трансмутации ("выжигания" в реакторах), а также разработали новые материалы для консервации радионуклидов. Инициатором создания научных основ извлечения перспективных радионуклидов из высокоактивных отходов стал д.х.н., академик Б.Ф. Мясоедов Б.Ф., возглавивший Межведомственный научный совет по радиохимии при Президиуме РАН и Госкорпорации «Росатом», и НТС №5 «Завершающая стадия ядерного топливного цикла» ГК «Росатом» [4].  Под его руководством были разработаны новые способы переработки отработавшего ядерного топлива, фракционирования и иммобилизации высокоактивных отходов в минералоподобные матрицы, разработана и опробована технология иммобилизации радиоактивных отходов в калий-магниево-фосфатные керамические матрицы, созданы методы концентрирования, разделения и определения радионуклидов в донных осадках, почвах и подземных водах. Мясоедовым была предложена технология использования твердофазных экстрагентов (ТФЭ) на основе углеродного наноматериала «Таунит» и сверхсшитого полистирола (ССПС) с импрегнированными органическими соединениями для количественного сорбционного выделения целевых радионуклидов из азотнокислых растворов, в том числе текущих ВАО от репроцессинга ОЯТ.

Под руководством академика была разработана технология растворения ОЯТ в слабокислых растворах нитрата железа с одновременным извлечением комплексного соединения урана в фазу «ТБФ - СК-CO2»; определена растворимость комплекса уранилнитрата с трибутилфосфатом (ТБФ) в среде жидкого и сверхкритического диоксида углерода в зависимости от температуры и давления; предложена принципиальная схема фракционирования ВАО, состоящая из следующих стадий: (1) экстракции актинидов, лантанидов и урана от радиоцезия, радиостронция и солеобразующих элементов из разбавленных растворов HNO3; (2) их количественной реэкстракции U(VI), ТПЭ и РЗЭ путем повышения содержания HNO3 до оптимальных условий; и (3) реэкстракции Pu(IV) растворами карбоната натрия Na2CO3 с последующей регенерацией экстрагента.

Б.Ф. Мясоедов разработал новый подход изучения экстракции U(VI) из минеральных кислот известными экстрагентами в отсутствие разбавителя за счет введения ионной жидкости (ИЖ). Эффективность извлечения урана при использовании ИЖ превышает таковую при сравнении с известными технологиями.

В 2022 г. коллектив лаборатории радиохимии ГЕОХИ РАН получил патент  на изобретение «Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов» [4б]. Запатентована технология переработки ОЯТ и РАО АЭС обеспечит кардинальное (в десятки раз) сокращение объемов наиболее опасных долгоживущих радиоактивных отходов и стоимости их глубинного захоронения.

Технология основана на следующих подходах:

1) выделение делящихся нуклидов с использованием проверенного в течении несколько десятилетий экстрагента (30% трибутилфосфат в изопарафиновом разбавителе) и их повторное использование в качестве топлива для АЭС;

2) глубокое фракционирование образующегося высокоактивного рафината при использовании того же экстрагента с выделением отдельных фракций, в том числе фракции долгоживущих изотопов америция для последующей трансмутации в быстрых реакторах, а также относительно короткоживущей цезий-стронциевой фракции для приповерхностного захоронения;

3) вовлечение в переработку конструкционных материалов отработавших тепловыделяющих сборок – нержавеющей стали и циркониевых оболочек твэлов;

4) использование новых консервирующих фосфатных стеклоподобных и кристаллических матриц для экологически безопасного хранения и захоронения образующихся радиоактивных отходов.

Введение нитрата железа как высаливателя в азотнокислый рафинат экстракционной переработки ОЯТ приводит к значительному повышению эффективности экстракции трехвалентных трансплутониевых (америция и кюрия) и редкоземельных элементов.

При испытании предлагаемого способа фракционирования высокоактивного слабокислого рафината в присутствии нитрата железа из рафината было извлечено не менее 99,9% трансплутониевых и редкоземельных элементов от их исходного количества; в растворе осталось не менее 99,9% цезия.

В настоящее время экстракционная система (30% ТБФ в Изопаре-М) внедряется в технологии переработки ОЯТ на Опытно-Демонстрационном Центре при ФГУП «ГХК» и рекомендована к промышленному использованию в технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах (АО СХК, г. Северск).

Для более полного использования энергетического потенциала ядерного топлива отрабатываются технологии мультирециклирования делящихся материалов, прежде всего наработанного в реакторах ²³⁹Pu [4а]. Исследуются уран-плутониевое РЕМИКС-топливо — для реакторов типа ВВЭР и МОКС-топливо — для реакторов на быстрых нейтронах.

Пробная партия таблеток РЕМИКС- и МОКС-топлива была выпущена в Радиевом институте им. В. Г. Хлопина. Cегодня экспериментальные ТВС с РЕМИКС-топливом испытываются в исследовательском реакторе МИР в НИИАРе и в реакторе Балаковской АЭС.

Для промышленного получения оксидного и смешанного топлива используется СВЧ-излучение. Для производства оксидов необходимы операции осаждения и выделения осадков. Во время нагревания в печах часть радиоактивных нуклидов попадает в выпариваемый раствор азотной кислоты, образуя жидкие РАО. СВЧ-нагрев позволяет отводить воду и азотную кислоту, оставляя весь объем оксидов урана и плутония в печи. В перспективе СВЧ-нагрев планируется также использовать при изготовлении СНУП-топлива для реакторов БРЕСТ-ОД‑300, БН‑1200М и БРЕСТ‑1200.

Важнейшим компонентом переработки ОЯТ является фракционирование образующихся отходов. Важно отделить цезий-­стронциевую фракцию (сравнительно короткоживущие изотопы) от высокоактивных и долгоживущих америция и кюрия. Разделение этих фракций позволяет радикально сократить объем отходов, подлежащих глубинному захоронению.

Метод разделения америция и кюрия уже разработан: во время PUREX-процесса после извлечения из раствора ОЯТ урана, нептуния, плутония, циркония и технеция, в полученный слабокислый рафинат вводят высаливающий агент и экстрагируют смесь ТПЭ и РЗЭ с использованием 30% трибутилфосфата в легком разбавителе. На этой стадии америций и кюрий как наиболее близкие по свой­ствам элементы выделяются совместно. На следующей стадии америций отделяют от кюрия и РЗЭ. Америций может быть трансмутирован, а короткоживущий кюрий превращается в плутоний, который можно выделить и вернуть в топливный цикл.

Последний этап обращения с отходами — заключение в устойчивую матрицу и хранение/захоронение. Стеклообразные матрицы используются для отверждения и захоронение высокоактивных РАО. Но стекло неустойчиво.
В ГЕОХИ РАН и ПО «Маяк» проводятся исследования использования для отверждения РАО минералоподобной магний-­калий-фосфатной матрицы, получаемой при комнатной температуре и нормальном давлении.

В рамках программы ТЦПМ (топливный цикл с переработкой ОЯТ и мультирециклированием ЯМ) ведутся исследования трансмутации долгоживущих минорных актинидов в короткоживущие радионуклиды.
Трансмутации минорных актинидов проводятся в исследовательском реакторе БОР‑60, изучаются возможности использования для этих целей БН‑800, БН‑1200 и БРЕСТ‑1200. Второе направление исследований по трансмутации минорных актинидов - создание экспериментального жидкосолевого реактора (ЖСР). Также прорабатывается технология использования компонентов циркониевых оболочек и нержавеющей стали отработавших ТВС (циркония и железа) в качестве матрицеобразующих материалов.

ВНИИНМ Специалисты ВНИИНМ с 2022 г. ведут исследования по проекту переработки топлива для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора [5]. В проектах реакторов IV поколения предполагается применение диоксида урана с высоким обогащением, а также карбидов урана, плутония и тория. Ученые ВНИИНМ разработали технологию ​извлечения компактов из сборок, и микросфер из компактов. Была предложена электрохимическая дезинтеграция топливных компактов, не повреждающая микросферы и позволяющая избежать выхода ядерных материалов в процессе переработки.

Для минимальных изменений гидрометаллургической переработки ОЯТ на «Маяке» при использовании инновационных методов повышения устойчивости топлива к температуре ВНИИНМ разрабатывает технологии для каждого варианта: нанесения защитного хромового покрытия на оболочки твэлов из традиционного циркониевого сплава, замены циркониевого сплава хромоникелевым, создания оболочки из карбида кремния и замены диоксида урана урансилицидным топливом. Оболочки с хромом и никелем предлагается не растворять, как это делают сейчас с циркониевыми, а отделять от облученного топлива. Для этого твэлы предлагается подвергать волоксидации (разновидность термоокисления). После нее топливо превратится в порошок, который легко вытряхнуть.

При объемном окислении урансилицидного топлива дисилицид триурана разрушается, и образуются октаоксид триурана и оксид кремния. Отделение нежелательных продуктов  (осветление раствора ОЯТ) осуществляется на насыпном модифицированном фильтре и удалением осадка методом тангенциальной ультрафильтрации. Оба метода дают хороший коэффициент очистки (Л. Подрезова, начальник отдела радиохимических технологий).

Для реализации комплексной программы ТВЭЛ по дожиганию минорных актинидов во ВНИИНМ предложили двухстадийную технологию их выделения и разделения: экстракцию с последующей жидкостной хроматографией.

Для ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах главный научный сотрудник ВНИИНМ В. Волк предложил комбинированный метод переработки: топливо после выгрузки выдерживается во внутриреакторном хранилище не более года и поступает на пирохимическую переработку, где удаляется большинство продуктов деления. Оставшиеся актиниды (менее 1% продуктов деления) передаются на гидрометаллургический передел. Предложенный метод значительно сокращает время выдержки топлива и позволяет брать на переработку ОЯТ с высоким выгоранием.

Пирохимической стадией занимаются институты РАН совместно с СХК и НИИАР. ВНИИНМ отвечает за гидрометаллургический передел и переработку РАО. По технологии ВНИИНМ после отделения части сборки, где нет ядерных материалов, топливо фрагментируется, затем производится ​волоксидация, растворение, осветление и экстракция делящихся материалов. Параллельно экстракции идет фракционирование — ​выделяются америций и кюрий. Далее производится ​их сорбционное разделение. Америций смешивается с делящимися материалами и отправляется на рефабрикацию топлива. Кюрий смешивается с ураном, упаковывается и хранится 70 лет, пока не распадется до плутония.

Для оптимизации процесса стабилизации плутония используется способ каталитического окисления на угольном катализаторе. Процесс отработан на опытном стенде на СХК.  ​Но уголь при этом становится радиоактивным. Во ВНИИНМ предложили использовать электрохимию, при которой угольных РАО не образуется (К. Двоеглазов, в.н.с. отдела радиохимических технологий).

В проекте по жидкосолевым реакторам ВНИИНМ отвечает за топливную композицию и технологию переработки ОЯТ. Делящийся материал в форме трифторида плутония с добавками фторидов минорных актинидов растворяют в расплаве солей на основе фторидов бериллия и лития. Технологию получения трифторида плутония и трифторида нептуния уже проверили. Продолжаются работы с америцием. Первая партия топлива должна быть готова к 2030 г. Изготавливать его будут на ГХК (А. Ананьев, главный научный сотрудник, руководитель проекта). Технологическую схему переработки ОЯТ ЖСР предложил Курчатовский институт. На первой стадии проводится восстановительная экстракция металлическим литием компонентов топлива из расплавов солей в жидкий висмут. Вторая стадия — ​реэкстракция. Готовую технологию ВНИИНМ планирует представить в 2035 г.

Частное учреждение "Наука и инновации" 

Специалисты ЧУ "Наука и инновации" (входит в состав научного блока Госкорпорации «Росатом») предложили ряд инновационных технологий переработки ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах (А. Шадрин, директор направления радиохимии ЧУ «Наука и инновации»):

- создание уран-плутониевого РЕМИКС-топлива, содержащего смесь обогащённого урана с ураном и плутонием, выделенным при переработке ОЯТ. Технология предусматривает повторное использование плутония и остаточного количества урана-235; 

- комбинированную технологию, в которой на первых этапах переработки проводятся пирохимические высокотемпературные операции, позволяющие убрать основную массу продуктов деления и сократить время выдержки топлива. На следующих стадиях проводятся гидрометаллургические операции, с помощью которых можно выделить америций и кюрий и получить смесь урана, плутония и нептуния высокой чистоты; 

- технологию кристаллизационного аффинажа, позволяющую совместно очищать и выделять уран, плутоний и нептуний, исключая возможность выделения плутония как отдельного продукта, что обеспечивает безопасность при переработке ОЯТ. 

Радиохимические технологии переработки ОЯТ с выделением фракции урана, плутония, минорных актинидов и короткоживущих продуктов деления, эффективной компактизации для безопасного хранения радиоактивных отходов, изготовления уран-плутониевого цикла, решают, в том числе, задачу полного рециклирования и возврата плутония в ядерный топливный цикл.

ТВЭЛ

Специалисты ТВЭЛ и проектного направления «Прорыв» создали технологию кристаллизационного аффинажа - последней ступени очистки ядерных материалов, выделенных из облученного СНУП-топлива - урана, плутония и нептуния [6]. Технология обеспечит высокий уровень безопасности при переработке ОЯТ. В процессе будут совместно очищать и выделять уран, плутоний и нептуний, исключая возможность выделения плутония как отдельного продукта. Во время кристаллизации нарабатывается меньший объем вторичных отходов, в том числе благодаря использованию в качестве реагентов только растворов азотной кислоты.

Технологию внедрят на модуле по переработке облученного СНУП-топлива. Он заработает в составе ОДЭК в Северске.

ОИВТ РАН, Томский политехнический университет

Головным разработчиком плазменной технологии является Объединенный институт высоких температур (ОИВТ) РАН [7]. Плазменные методы предлагаются для сепарации отдельных компонентов в составе ОЯТ. Основные их достоинства — малое количество технологических отходов, возможность использования под разные виды ОЯТ и РАО, и встраивания в существующие циклы переработки (Л. Суханов).

Плазменную иммобилизацию отходов разработали учёные ТПУ [7а]. Они предложили использовать низкотемпературную плазму для переработки ОЯТ. Технология позволяет не только встроиться в уже существующий процесс переработки, но и удешевить его.

На радиохимических заводах основой технологии переработки ОЯТ является PUREX-процесс, в котором экстракцию урана и плутония из водно-солевых растворов осуществляют трибутилфосфатом (ТБФ) с использованием различных органических разбавителей (керосин, очищенные углеводороды и другие), которые с течением времени превращаются в горючие отходы переработки ОЯТ. Специалистами ТПУ разработан процесс совместной плазменной иммобилизации горючих и негорючих отходов переработки ОЯТ в воздушной плазме в расплавах хлоридов металлов (натрий, калий), стойких к радиационному облучению. В итоге получается горючая композиция, которая обрабатывается в воздушной плазме при температуре не менее 1200°С. На выходе получается расплав, который собирается в специальные емкости, затвердевает и отправляется на хранение. По прошествии необходимого времени из субстанции можно извлечь химическими способами металлы платиновой группы. 

Плазменный комплекс, созданный в вузе, может быть использован для выполнения различных заданий. На этой же установке можно получать нанопорошки из ОЯТ. После экстракции урана и плутония в образующемся растворе остаются редкие элементы, например, иттрий или цирконий. После переработки в плазме можно получать нанопорошки оксидов данных элементов.

 

Уральский федеральный университет

Ученые УрФУ придумали как удешевить переработку отходов ядерной энергетики [8].  Чтобы отделить отходы от компонентов, пригодных для повторного использования, они разработали новый метод. После растворения ОЯТ в солевом расплаве, его приводят в контакт с жидким сплавом на основе галлия и индия, в результате чего происходит перераспределение компонентов: уран концентрируется в металле, а ненужные продукты деления остаются в соли. Галлий - довольно дорогой металл, его замена на индий значительно удешевляет технологию. Ученые создали три вида сплава, в которых содержалось 21,8%, 40 и 70% индия. Эффективность разделения урана и отходов с ростом концентрации индия не снижалась.

Институт высокотемпературной электрохимии УрО РАН

Специалисты ИВТЭ УрО РАН создают технологию с использованием расплавленных солей для переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах, которая будет реализована в ОДЭК на площадке СХК а Северске [8а].

Задача пирохимической технологии — переработка ОЯТ малой выдержки с большим энерговыделением (Ю. Зайков, д.х.н., научный руководитель ИВТЭ УрО РАН). Для этого используются расплавленные соли — хлориды лития, калия и их смеси. Солевые расплавы стойки к радиационному воздействию и позволяют взаимодействовать с высокоактивным ОЯТ. Пирохимическая технология представляет собой комбинацию высокотемпературных пироэлектрохимических процессов в солевых расплавах KCl-LiCl, обеспечивающих выделение из ОЯТ в качестве целевого конечного продукта смеси актиноидов в составе урана, плутония, нептуния, америция, очищенной от ПД до требуемых значений. Специфика пирохимической технологии — возможность переработки ОЯТ с высоким излучением и тепловыделением, что позволяет в разы сократить время выдержки ОЯТ перед переработкой по сравнению с временем, необходимым при использовании водной технологии (Л Суханов, руководитель центра ответственности «Разработка перспективных технологий переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах» в составе проекта «Прорыв»).

Задача решена путем комбинирования двух технологических переделов — пирохимического и гидрометаллургического при переработке ОЯТ. В рамках пирохимического передела обеспечивается выведение из ОЯТ основной части нуклидов с высоким излучением и тепловыделением. На стадии гидрометаллургического передела проводится доочистка смеси актиноидов с получением конечного продукта, пригодного для изготовления нового регенерированного ядерного топлива для РБН.

Пирохимическим способом нужно отделить наиболее радиоактивные минорные актиниды и получить низкоактивное ОЯТ. В очищенную смесь вводится обедненный уран. Самые опасные радиоактивные вещества в составе регенерированного топлива возвращаются в реактор, где происходит их сжигание.

Пирохимическим способом можно перерабатывать любые типы ОЯТ со сроком выдержки до одного года. Электролитическими методами обеспечивается высокая и регулируемая избирательность при разделении делящихся материалов и продуктов деления.
Благодаря пирохимической технологии существенно сокращаются жидкие и твердые радиоактивные отходы, предназначенные для захоронения. Расплавленные соли можно применять многократно после их регенерации в аппаратах для переработки ОЯТ. В 2023 г. в ИВТЭ прошла пооперационная проверка схемы пирохимической переработки ОЯТ, в ходе которой использовалось модельное ядерное топливо — уран с добавкой имитаторов продуктов деления.

Планируется, что с 2030 г. пирохимическую технологию начнут осваивать в МП ОДЭК АО «СХК» с последующим ее использованием в МП ПЭК.

На смешанном нитридном уран-плутониевом модельном ядерном топливе были протестированы режимы операций высокотемпературной обработки, компактирования, «металлизации» и очистки продуктов «металлизации» от электролита.
Для переработки высокоактивных материалов требуется роботизация обслуживания аппаратов, в которых происходят эти процессы. Этими проблемами озадачены специалисты ЦНИИ робототехники и технической кибернетики (Санкт-Петербург).

В рамках проектного направления «Прорыв» прорабатывались не только водные (на основе растворения ОЯТ в азотной кислоте) и неводные технологии — растворение ОЯТ в хлоридных или молибдатных солевых расплавах, но также газофторидная технология и ряд других [7а]. Промышленное применение нашла только водно-экстракционная технология на основе PUREX-процесса. Разработана гидрометаллургическая технология переработки ОЯТ РБН, являющаяся усовершенствованным вариантом водно-экстракционной технологии, учитывающим специфику ОЯТ РБН.

Водно-экстракционные процессы доведены практически до совершенства, позволяя перерабатывать ОЯТ любых реакторов. Одновременно развивалось производство гексафторида урана естественного изотопного состава для газодиффузионного способа обогащения урана изотопом 235U. Были разработаны промышленные аппараты-реакторы для получения UF6 фторированием выделения UF6 из потока газов конденсацией [7в]. Радиоактивными отходами газофторидной переработки ОЯТ являются твердые порошки, представляющие собой концентрат фторидов ПД и трансплутониевых элементов с удельной активностью в 5–8 раз большей, чем у исходного ОЯТ, сорбент NaF с ПД, химический поглотитель известковый или активированный оксид алюминия, служившие для очистки газовых сбросов от остатков фтора и ПД и сами газовые сбросы.

Очищенные от продуктов деления гексафториды урана и плутония пирогидролиза могут быть снова превращены в диоксиды. UF6 и PuF6 или их смеси с водяным паром в присутствии водорода при повышенной температуре образуют отдельные диоксиды или МОКС-топливо.

Для унификации процессов всего замкнутого ЯТЦ остается применить газофторидные процессы и на радиохимической стадии переработки ОЯТ. Для этого надо провести фторирование ОЯТ с получением UF6, PuF6 (и фторидов ПД), выделить PuF6 с частью UF6 (без их разделения) и изготовить из них методом пирогидролиза МОКС-топливо для возврата в реакторы БН или ВВЭР, а оставшуюся часть UF6 дополнительно очистить от ПД и направить на дообогащение по 235U.

Эти операции могут заложить основу радиохимического завода с неводной технологией переработки ОЯТ энергетических реакторов на быстрых нейтронах и ВВЭР. 

По тематике проекта «ПИРО» работают ряд организаций:

- научно-техническое управление и общая координация работ: ИВТЭ УрО РАН, АО «Прорыв»;

- разработка технологии: АО «ГНЦ НИИАР», УрФУ, АО «СХК»;

- конструирование оборудования: ООО НПФ «Сосны», АО «ГНЦ НИИАР», ЦНИИ РТК (в части роботизации), РХТУ (в части ЛСГО);

- разработка керамических технологий: ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ», АО «Уралинтех»;

- экспериментальная база: АО «ГНЦ НИИАР» (работы с ДМ и ограниченными количествами ОЯТ) и АО «СХК» (технологии инертных камер, испытания макетов пирохимических установок).

- обращение с РАО от пирохимических операций: АО «ВНИИНМ».

В ТЗ на ПН «Прорыв» допускается возможность продления выдержки ОЯТ перед переработкой с одного до трех лет, что позволит временно перерабатывать ОЯТ по гидрометаллургической схеме в период, пока будет осваиваться пирохимический передел.

Институт химии редких элементов и минерального сырья им. И. В. Тананаева

ИХТРЭМС Кольского научного центра РАН изучает электрохимические свойства галогенидов самария для разделения актиноидов и лантаноидов при переработки отработавшего ядерного топлива [9] с целью разработки пирохимического способа переработки ОЯТ в солевых расплавах с последующим извлечением и повторным использованием урана и плутония в ядерных реакторах, в том числе в БНР. Для восстановления ядерно-физических свойств топлива необходима его очистка от продуктов деления, в первую очередь от лантаноидов, а также цезия и технеция.

До сих пор лантаноиды и актиниды разделялись с помощью гидрометаллургических процессов. PUREX-технология позволяет извлекать уран и плутоний и не может отделить трехвалентные трансурановые элементы (америций и кюрий) от трехвалентных лантаноидов. В мире ведутся исследования пирохимических процессов для разделения актиноидов и лантаноидов при переработке ОЯТ путем электрорафинирования в расплавленных солях. Регенерацию высокоактивного топлива с малым временем выдержки целесообразно проводить в радиационно-устойчивых средах, таких как солевые и металлические расплавы.

 

Вузы в содружестве с  Курчатовским институтом

Химический факультет МГУ, НИЦ "Курчатовский институт", Российский университеа дружбы народов и Сеченовский Университет предложили для разделения компонентов ОЯТ в качестве экстракционного агента создать новый лиганд в виде макроцикла на основе фенантролиндиамидов. Новое соединение позволяет: количественно проводить экстракцию в сильнощелочной среде, в которой другие известные макроциклы на основе фенолов каликсаренов уже не работают. Селективность выросла в 10-15 раз по сравнению с известными экстрагентами. В ядерной промышленности ОЯТ чаще всего растворяют в азотной кислоте. Но на специализированных предприятиях хранится большое количество щелочных отходов, относящихся к ядерному наследию, которые также нужно переработать. Предлагаемое соединение может стать отправной точкой при создании новых лигандов для щелочных сред.

 

Экспериментальное топливо для быстрых и тепловых реакторов

«Росатом» продолжает НИР по обоснованию применения инновационного ядерного топлива для перспективных реакторов на быстрых нейтронах [10].

Для БН‑1200 прорабатывают два варианта активной зоны с разными видами уран-плутониевого топлива: на оксидном МОКС-топливе для реактора БН‑800, и на нитридном СНУП-топливе — для реактора БРЕСТ-ОД‑300 со свинцовым теплоносителем, строящегося в Северске.

Изготовлена облучательная сборка ОС-4 с твэлами на базе СНУП-топлива для достижения повышенного уровня выгорания ядерного топлива.

Изготовлены три экспериментальные сборки КЭТВС-МАК с твэлами на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой. В состав топливного столба введен фрагмент с воспроизводящим материалом. Горизонтальная прослойка, разделяющая активную зону на две части, позволит существенно снизить радиационное повреждение оболочек твэлов при сохранении требуемой глубины выгорания топлива. Загрузка в активную зону реактора БН-600 на Белоярской АЭС запланирована на 2025 г. Топливные кассеты обоих типов были сделаны на Сибирском химкомбинате.

Опыт обращения с отработанным и МОКС-топливом позволил создать специальное топливо, которое можно многократно на полную загрузку использовать в тепловых реакторах, перерабатывая и рефабрикуя его на российских заводах [11]. Забирая с АЭС отработанное топливо «Росатом» на своих предприятиях будет перерабатывать его в уран-плутониевое РЕМИКС-топливо (уран-плутониевое топливо для тепловых легководных реакторов), возвращая на станцию. И до конца эксплуатации станция сможет работать на регенерированном топливе.

РЕМИКС-топливом можно загружать 100% активной зоны реактора. Специалисты нашли способ улучшать состав и перерабатывать топливо до семи раз, сжигая по пути минорные актиниды.

Минорные актиниды будут «сжигаться» в быстрых реакторах. Останется короткоживущая фракция с периодом полураспада около 80 лет, которую можно залить в боросиликатное стекло (или керамику) и поместить в приповерхностное хранилище. Сегодня РЕМИКС-топливо проходит опытно-промышленную эксплуатацию на Балаковской АЭС.

С быстрыми реакторами бывшие отходы становятся почти неисчерпаемым источником топлива. Введение в масштабную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах позволит перерабатывать накопившиеся урановые хвосты, и экономно расходовать запасы урана, обеспечивая топливом тепловые реакторы.

 

Планы на перспективу

На отраслевой научной конференции в феврале т. г. В.Тинин, директор «Росатома» по госполитике в области РАО, ОЯТ и вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, заявил: «Если мы выбираем замыкание ядерного топливного цикла, то развитие радиохимии неизбежно. Можно строить пристанционные заводы переработки, можно — ​большое централизованное предприятие. Но без радиохимии перехода на энерготехнологии четвертого поколения не будет».

В 2026 г. «Росатом» планирует приступить к переработке ОЯТ в новом центре ГХК [12]. В этом году завод запускается в опытном режиме, но есть цели, а в 2026-м г. планируется приступить к переработке как наследного ОЯТ, так и ОЯТ, который будет нарабатываться на действующих электростанциях".

На базе ГХК в Железногорске «Росатом» создает "радиохимическое производство третьего поколения".  Появились новые компетенции – это фабрикация уран-плутониевого топлива. «Это единственное производство в мире, которое фабрикует уран-плутониевое топливо для быстрых реакторов" (Д. Колупаев, гендиректор ФГУП "ГХК").

В НИИАРе планируется создать полифункциональный радиохимический комплекс, где будут испытываться прототипы нового оборудования по обращению с ОЯТ и РАО для радиохимических предприятий отрасли, будут исследовать гидрометаллургическую и пирохимическую технологии переработки ОЯТ. 

«С точки зрения стратегии глобального лидерства выбора у нас нет: переработка ОЯТ и замыкание ядерного топливного цикла — ​приоритетные задачи для отрасли», — ​уверен гендиректор «Росатома» А. Лихачев. В части задач и решений с программой развития радиохимии все понятно. Но ей нужно придать стратегический характер и продуктовый подход». Аналогичного мнения придерживается и зам. гендиректора «Росатома» по науке и стратегии Ю. Оленин. Для того чтобы решить все масштабные задачи радиохимии, которые внутри одной отрасли не реализовать, он инициировал подготовку отдельного федерального проекта по этому направлению. «Необходимо обсудить с профильными министерствами возможность превращения отраслевой радиохимической программы в национальную с интеграцией научных и образовательных организаций для решения текущих задач — от подготовки кадров до вовлечения специалистов во все исследовательские работы, в том числе в работы участников комплексной программы развития атомной науки, техники и технологий в России».

Источники

1. https://naukarosatom.ru/news

Радиохимическое направление станет одним из приоритетных в стратегии научно-технологического развития Росатома.

2. https://www.ippe.ru/images/science_info/conference/neutron2024 Р.Р. Кабиров, Концепция стратегической программы по развитию радиохимического направления.

3. https://www.atomic-energy.ru/news/2025/02/13/153462 

Развитие радиохимического направления заключительной стадии ядерного топливного цикла.

4. http://www.geokhi.ru/  Б.Ф.Мясоедов, Жизнь в науке.

4а. https://atomicexpert.com/ И. Дорохова, Переработка ОЯТ и мультирециклирование ЯМ.

4б. https://new.ras.ru/mir-nauky/news Инновационная технология переработки ОЯТ и РАО АЭС. 

5. strana-rosatom.ru›2023/12/18/  О. Ганжур, А. Барей, Извлечь и переработать: пять главных научных проектов ВНИИНМ.Переработка ОЯТ ЯМ

6. https://strana-rosatom.ru/2024/06/05 Инновационная технология переработки уран-плутониевого топлива «Росатома».

7. https://atomvestnik.ru/2022/08/03 А. Южанин, Повышая градус.

7а. https://cyberleninka.ru/   Каренгин А.Г., Подгорная О.Д., Шлотгауэр Е.Э., Плазменная утилизация и иммобилизация отходов переработки ОЯТ. 

7б. https://sdelanounas.ru/blogs/100873/ Плазменная иммобилизация отходов.

7в. https://docs.yandex.ru/docs/ И. Н. Бекман, Урановый топливный цикл.

8. https://rg.ru/2023/11/30/reg-urfo О. Фаткуллина, УрФУ способ удешевить переработку отходов ядерной энергетики.

8а. https://ihte.ru/?p=21070 Е. Понизовкина, Энергетика прорыва. 

9. naked-science.ru›article Возможность переработки отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах.

9а. https://ria.ru/20231206 Радиохимическая переработка ОЯТ.

10. https://strana-rosatom.ru/2024/12/17 Экспериментальное СНУП- и МОКС-топливо для БН-1200. 

 11. https://naked-science.ru/article/physics Обращение с регенерированными ядерными материалами.

12. https://www.atomic-energy.ru/news/2025/03/04/154056 "Росатом" планирует приступить к переработке ОЯТ на ГХК в 2026 г.

Материал подготовила Т.А. Девятова