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 корреспондента «Научной России».
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 рециклинга1 ОЯТ снимает проблему топливообеспечения на многие тысячелетия и при этом обеспечивает принцип радиоэквивалентности2», — объяснила кандидат химических наук Анна Сергеевна Холкина.
1Рециклинг — процесс изготовления новой продукции из вторичного сырья (в данном контексте — свежего ядерного топлива из облученного).
2Принцип радиоэквивалентности — подход в ядерной индустрии, при котором в окружающую среду возвращаются отходы, не превышающие по радиоактивности ранее извлеченное из нее урановое сырье.
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».
Источники
Комментарии А.С. Холкиной
Научно-информационный портал «Поиск». Елена Понизовкина. Электрохимия прорыва (интервью с Ю.П. Зайковым)
Информационный сайт «Инновации “Росатома”». Проектное направление «Прорыв»
Журнал «Коммерсантъ Наука» № 20 от 26 августа 2025 г. Илья Арзуманов. «Прорыв» в будущее
Топливная компания «Росатома» «ТВЭЛ». В «Росатоме» впервые изготовлено МОКС-топливо с минорными актинидами для реактора БН-800
Топливная компания «Росатома» «ТВЭЛ» (официальная страница в социальной сети «ВКонтакте»). Как расшифровывается название реактора БРЕСТ? (публикация от 21 июня 2023 г.)
«Вестник атомпрома». Ирина Дорохова. В минорной тональности
«Вестник атомпрома». Замыкающее трио. Оптимальное топливо для замыкания ЯТЦ: теория и практика
Годнауки.рф (официальный сайт Года науки и технологий в России). Началось строительство уникального энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Большая советская энциклопедия в 30 томах. Третье издание (1969–1986). Ю.И. Корякин. Быстрый реактор (статьи размещены на сайте Вологодской областной универсальной научной библиотеки)
Большая советская энциклопедия в 30 томах. Третье издание (1969–1986). П.Э. Немировский. Ядерные цепные реакции (статьи размещены на сайте Вологодской областной универсальной научной библиотеки)
«Химия и жизнь». № 8, 2014. А. Мотыляев. Уран: факты и фактики (размещено на научно-популярном сайте «Элементы»)
МАГАТЭ (IAEA). Андреа Галиндо. Откуда берется ядерная энергия? Научные основы ядерной энергетики
Онлайн-журнал об энергии и энергетике «Энергия+». Сергей Егоров. «Ядерный реактор нового типа будет производить энергию для людей и топливо для себя»
Фото на превью, на главной странице и в тексте: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
Статья подготовлена при поддержке Российской академии наук
Анна Сергеевна Холкина
Автор Анастасия Жукова
переработка ядерного топлива реакторы на быстрых нейтронах росатом проект "прорыв" ивтэ уро ран
Информация взята с портала «Научная Россия» (https://scientificrussia.ru/)