В 2025 году «Росатом» запустит второй комплекс по переработке облученного топлива

Горно-химический комбинат (ГХК) получил разрешение на ввод в эксплуатацию второго пускового комплекса опытно-­демонстрационного центра (ОДЦ) по переработке облученного топлива. Пуск запланирован на 2025 год. Об этом объявили 15 ноября на круглом столе с участием депутатов Госдумы РФ.

«Это уникальная отраслевая площадка для отработки и совершенствования технологий, позволяющих превращать отработавшее ядерное топливо (ОЯТ. — ​«СР») в ценный ресурс. Первый пусковой комплекс был построен в 2015 году. Вторая очередь позволит перерабатывать ОЯТ в промышленном масштабе, что в перспективе даст возможность прекратить накопление и минимизировать захоронение радиоактивных отходов, а также приблизит переход на энерготехнологии четвертого поколения», — ​отметил, комментируя событие, директор «Росатома» по государственной политике в области радиоактивных отходов, отработавшего ядерного топлива и вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов Василий Тинин.

Строительство ОДЦ началось в 2010 году. В 2015‑м запустили первый пусковой комплекс — ​цепочку горячих камер с аналитической лабораторией, где выполняют исследования для проверки технологий переработки ОЯТ и обращения с отходами. Второй пусковой комплекс позволит перейти к проверке полномасштабного оборудования для будущего завода по переработке ОЯТ большой мощности (РТ‑2).

С внедрением проектных решений для обращения с ОЯТ планируется отказаться от накопления жидких и на порядки сократить количество твердых радиоактивных отходов.

«Наша первоочередная задача — ​извлечение целевых продуктов для обеспечения топливом атомной энергетики, — ​комментирует гендиректор ГХК Дмитрий Колупаев. — ​Но будет развиваться и направление фракционирования — ​извлечения из ОЯТ в процессе радиохимической переработки радионуклидов, которые, возможно, будут полезны. Это снизит радиотоксичность и объем отходов, значительно сократит затраты на их захоронение».

В будущем в ОДЦ намерены проверить технологии переработки тепловыделяющих сборок реакторов на быстрых нейтронах. Связка тепловых и быстрых реакторов — ​база двухкомпонентной ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом.

Наращивание темпов переработки ОЯТ позволит не только решить проблемы ядерного наследия, но и расширить ресурсную базу растущей атомной энергетики, а в перспективе и реализовать крупный экспортный потенциал. Для развития этого направления, как и других инициатив атомщиков в сфере замыкания топливного цикла, важны законодательная поддержка и экспертное регулирование. Поэтому депутатов из комитета Госдумы по энергетике пригласили на комбинат.

«Мы посетили кластер по обращению с ОЯТ и увидели впечатляющие достижения, — ​сказал на круглом столе председатель комитета Николай Шульгинов. — ​Технологии ядерного рециклинга позволят перерабатывать облученное топливо и использовать его для производства свежего, радикально сократить объем образования ядерных отходов и уровень их активности, а также вовлечь в топливный цикл материалы, которые сейчас не используются, в частности обедненный уран и плутоний. Понимая важность радиохимического направления, мы открыты к обсуждению и готовы и дальше поддерживать инициативы в рамках переработки ОЯТ для замыкания ядерного топливного цикла и обеспечения технологического лидерства России в этой сфере».

«Росатом» готовит стратегическую отраслевую программу развития радиохимического направления. Концепцию руководство госкорпорации одобрило, до конца этого года должен быть сформирован окончательный облик документа. В рекомендациях по итогам круглого стола депутаты обозначили готовность поддержать эту работу. «Росатому» рекомендовано предложить внести в новую редакцию «Основ государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности» положения о необходимости переработки ОЯТ и развития радиохимического направления.

Прорывные проекты

На ГХК к тематике замыкания ядерного топливного цикла относится целый ряд работ.

Так, с 2019 года серийно производятся сборки с МОКС-топливом (смешанным оксидным уран-плутониевым). В 2023‑м быстрый реактор БН‑800 на Белоярской АЭС полностью переведен на МОКС. В перспективе это позволит использовать плутоний для фабрикации свежего топлива с возможностью рециклинга.

Другой пример. С 2020 года ведутся научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы для обоснования исследовательского жидкосолевого реактора (ИЖСР). В реакторах такого типа активную зону формирует расплавленная гомогенная смесь фторидов солей и фторида делящегося материала (урана, плутония или тория). Она же служит теплоносителем первого контура. Готов эскизный проект, который описывает принципиальные решения в реакторной установке. Отработаны технологии приготовления фторидных солей. На ИЖСР хотят испытывать технологии утилизации минорных актинидов — ​долгоживущих радиотоксичных изотопов, которые остаются после переработки ОЯТ тепловых реакторов. Пустить ИЖСР планируют до 2031 года.