Освоив энергию атома, человечество получило доступ к новым перспективам в науке и повседневной жизни. Ядерная энергетика обладает рядом неоспоримых достоинств, таких как высокая производительность и уменьшение выбросов парниковых газов. Однако существуют и значительные ограничения, в частности, вероятность радиационных происшествий и необходимость хранения радиоактивных отходов. В связи с этим, ряд государств, в том числе и Россия, ведут работы над ядерными энергетическими установками нового типа. Ключевое отличие этих разработок от предыдущих поколений – исключение распространения ядерных материалов. Приоритетным направлением в этих разработках являются системы замкнутого ядерного топливного цикла, предполагающие повторное использование отработанного топлива для генерации энергии. Передовые исследования в этой области проводятся в России в Институте высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук, где ведется разработка высокотемпературной электрохимической (пирохимической) технологии переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах. Руководит данной работой научный руководитель ИВТЭ УрО РАН, член-корреспондент РАН Юрий Павлович Зайков. Корреспонденту «Научной России» заместитель директора по новым технологиям ИВТЭ УрО РАН Анна Сергеевна Холкина рассказала об особенностях разработки».
Работа уральских ученых выполняется в рамках проекта «Прорыв», реализуемого госкорпорацией «Росатом». Ожидается, что в итоге этой масштабной работы будет создано 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), ядерные реакторы, где производится энергия, применяют уран-235. Этот изотоп встречается нечасто: его доля в урановой руде составляет примерно 0,7%. Большая часть руды состоит из урана-238, который не способен поддерживать цепную реакцию деления. В связи с этим, перед использованием в тепловом реакторе сырье подвергается обогащению (доводят содержание урана-235 до 5%), а обедненный уран (в основном состоящий из урана-238) хранится как «отвалы». Для продолжения цепной реакции в таких установках требуются тепловые нейтроны – частицы с небольшой энергией. Для снижения скорости этих частиц до необходимого уровня в атомных реакторах используют замедлители, например, воду или тяжелую воду (молекулы которой содержат дейтерий – тяжелый изотоп водорода)).
Альтернативный подход, на данный момент не получивший широкого распространения из-за сложности применяемых технологий, — реакторы на быстрых нейтронах (РБН). В таких реакторах применяются частицы, энергия которых во много раз выше, чем у тепловых нейтронов. Быстрые реакторы имеют преимущество, поскольку они способны работать на уране-238. Под действием частиц с высокой энергией уран-238 трансформируется в плутоний-239, который является вторичным ядерным топливом. Именно распад этого изотопа обеспечивает основной источник энергии в реакторах на быстрых нейтронах. Следовательно, использование реакторов на быстрых нейтронах позволит в полной мере реализовать энергетический потенциал природного урана. Что особенно важно, учитывая, что его доля в мировых запасах энергетических ресурсов составляет приблизительно 86%, в то время как уголь занимает 8%, нефть — 3%, а газ — 3%).
Быстрые реакторы обладают уникальной особенностью: в процессе их работы плутоний не только потребляется, но и воспроизводится в таких же объемах, что и подвергается распаду. Полученный в результате облучения ядерного топлива плутоний может быть извлечен, очищен от продуктов деления и повторно использован в реакторе для производства энергии. Таким образом, разработки, основанные на реакторах на быстрых нейтронах, позволяют создать замкнутый ядерный топливный цикл.
На сегодняшний день Россия является единственной страной, где применяются промышленные реакторы на быстрых нейтронах. В настоящее время их всего две установки, и обе функционируют на Белоярской атомной электростанции, расположенной в Свердловской области.
Предполагается, что реактор БРЕСТ-ОД-300 будет работать на смешанном нитридном топливе на основе урана и плутония (СНУП), которое создано предприятиями «Росатома». Это топливо объединяет обедненный уран и плутоний, полученные при переработке отработанного ядерного топлива. Следовательно, для изготовления СНУП можно будет использовать неиспользуемые запасы урановой руды и отработанное ядерное топливо тепловых реакторов. Значительную долю облученного ядерного топлива составляют тепловыделяющие элементы, в основном содержащие уран-238, что позволит применять его для восполнения ресурсов реакторов на быстрых нейтронах. Взаимодействие тепловых и реакторов на быстрых нейтронах описывается как двухкомпонентная атомная энергетика.
Ожидается, что функционирование российской платформы с замкнутым ядерным топливным циклом будет заключаться в следующем: в реактор будет загружаться СНУП-топливо для производства энергии, затем отработанное ядерное топливо (ОЯТ) будет перерабатываться с целью извлечения делящихся материалов (ДМ). Далее, из полученного плутония, с добавлением свежего урана-238, будет создаваться рефабрицированное топливо, которое снова будет загружено в реактор. И этот процесс можно будет многократно повторять.
«Использование технологии на быстрых нейтронах открывает возможность вовлечения урана-238 в топливный цикл, что значительно увеличивает ресурсную базу. Это обусловлено тем, что доля данного изотопа в добываемом уране превышает 99%. Совместное применение технологий переработки и рециклинга 1 ОЯТ решает задачу обеспечения топливом на протяжении многих тысячелетий, одновременно гарантируя соблюдение принципа радиоэквивалентности 2», — объяснила кандидат химических наук Анна Сергеевна Холкина.
1Рециклинг — это технология создания новой продукции с использованием переработанного сырья, в частности, свежего ядерного топлива, полученного из отработанного).
2Принцип радиоэквивалентности — стратегия, применяемая в атомной отрасли, предполагающая возвращение в окружающую среду отходов, радиоактивность которых не превышает уровень радиоактивности уранового сырья, извлеченного из неё изначально.
Развитие ядерной энергетики предполагает внедрение инновационных методов обращения с отработавшим ядерным топливом. В 2021 году «Росатом» и Институт возобновляемых источников энергии Уральского отделения Российской академии наук заключили соглашение о создании пирохимической технологии переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. Институт осуществляет координацию работ в данной сфере, взаимодействуя с сотрудниками госкорпорации, Российской академии наук и других научных учреждений. На общем собрании членов РАН в мае 2025 года исследования, проводимые ИВТЭ, получили высокую оценку председателя Уральского отделения Российской академии наук Виктором Николаевичем Руденко в числе наиболее интересных работ уральских ученых.
«Технология пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, реализуемая в рамках проектного направления “Прорыв”, базируется на применении устойчивых к радиации расплавленных солевых систем – хлоридов щелочных металлов, в частности калия и лития. В основу технологической схемы переработки положены электрохимические процессы, в том числе восстановление оксидов до металла и электрорафинирование металлического ядерного топлива. Схема включает в себя последовательность операций: перевод нитридного ядерного топлива в оксиды посредством высокотемпературной обработки, восстановление оксидов до металла и заключительное электролитическое рафинирование металлического ядерного топлива, обеспечивающее извлечение целевых продуктов – делящихся материалов», — рассказала А.С. Холкина.
При работе с реакторами на тепловыделяющих нейтронах отработанное топливо подвергается переработке в водной среде. Но для реакторов на быстрых нейтронах такой метод неэффективен, поскольку ОЯТ требует длительного периода выдержки. Решением этой задачи является переработка облученного топлива в расплавах солей. Важно отметить, что эти расплавы применимы повторно.
«Отработавшее ядерное топливо реакторов на быстрых нейтронах представляет собой радиоактивное вещество с интенсивным тепловыделением. В течение эксплуатации реактора в топливе образуется плутоний и скапливаются радиоактивные продукты деления с длительным периодом полураспада. По завершении топливного цикла отработанные тепловыделяющие сборки помещаются в хранилища для длительного хранения. Для реакторов с тепловыми нейтронами этот срок составляет от трёх до пяти лет, после чего облученное топливо перерабатывается. В отличие от отработанного ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах, остаточное тепловыделение отработанного топлива реакторов на быстрых нейтронах даже после продолжительного хранения препятствует его переработке с использованием существующей гидрометаллургической технологии, — пояснила А.С. Холкина. — Именно здесь необходимо применять достоинства пирохимического метода, поскольку температура проведения технологических процессов в расплавах достигает примерно 600 °C, благодаря данному подходу время выдержки отработанного топлива реактора на базе РБН можно уменьшить до одного года. Кроме того, расплавленные солевые системы характеризуются высокой устойчивостью к воздействию радиации.
В настоящее время изучается комбинированный подход к переработке отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. В качестве первого этапа процесса предполагается применение пирохимической технологии, в ходе которой из ОЯТ будут извлекаться основные тепловыделяющие вещества и радиоактивные продукты деления. Оставшиеся продукты деления и делящиеся материалы будут направлены на гидрометаллургическую обработку для дальнейшей переработки. Данная схема позволит уменьшить период хранения ОЯТ РБН и обеспечить получение продукта высокого качества, пригодного для изготовления нового ядерного топлива».
Электрохимические методы обработки отработанного ядерного топлива позволяют значительно уменьшить объем радиоактивных отходов. Это достигается благодаря способности эффективно отделять делящиеся компоненты, пригодные для повторного использования в энергетической отрасли, от продуктов деления. Параметры процесса можно изменять для достижения необходимой степени селективности.
К наиболее опасным продуктам деления ядер в составе отработанного ядерного топлива относятся минорные актиниды, или младшие актиноиды – элементы, следующие за ураном в периодической таблице (за исключением плутония). Эти элементы характеризуются высокой радиоактивностью, токсичностью, значительным тепловыделением и продолжительным периодом полураспада. В рамках новой российской установки, использующей реакцию на быстрых нейтронах, минорные актиниды можно будет извлекать из отработанного топлива и подвергать дальнейшему делению в реакторе, вместо их накопления в радиоактивных отходах, как это делается в большинстве случаев в настоящее время. Согласно расчетам, под действием быстрых нейтронов они будут расщепляться на другие атомы. Несмотря на то, что среди них будут присутствовать радиоактивные изотопы, в целом они должны быть безопаснее, чем их предшественники.
Разработчики уже создали инновационную технологию и приступили к ее практическому тестированию.
«В настоящее время эффективность данной технологии была продемонстрирована при испытаниях на модельном ядерном топливе (МЯТ) на площадке Института ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН в Екатеринбурге. Кроме того, комплексная оценка предложенного подхода была осуществлена при работе со смешанным нитридным уран-плутониевым МЯТ на базе АО “Сибирский химический комбинат”. Помимо этого, в АО «Государственный научный центр — Научно-исследовательский институт атомных реакторов» проводится поэтапная экспертиза пирохимии с использованием фактического отработавшего ядерного топлива. Работа с облученным ядерным топливом представляет собой сложную задачу, требующую серьезной подготовки, — отметила А.С. Холкина. — В связи с интенсивным тепловыделением и наличием радиации требуется применение удаленных средств обслуживания, таких как манипуляторы и роботизированные комплексы. Разработка в этой области осуществляется в сотрудничестве с Центральным научно-исследовательским и опытно-конструкторским институтом робототехники и технической кибернетики, расположенным в Санкт-Петербурге».
Интенсивные работы ведутся в сфере роботизации технологических процессов: на текущий момент специалисты разработали методики дистанционного управления сборкой и техническим обслуживанием пирохимических комплексов с использованием роботизированных устройств и систем машинного зрения.
«Проведение испытаний инновационных решений — это всегда вызывает сильные эмоции и требует большой ответственности. В текущий момент большая часть разработок сосредоточена на площадке АО «Сибирский химический комбинат». Там осуществляются испытания по ключевым направлениям, охватывающим все этапы — от параметров технологических процессов до конструктивного оформления пирохимической технологии, — сообщила Анна Сергеевна Холкина. — АО «СХК» станет организацией, ответственной за эксплуатацию нового реактора БРЕСТ-ОД-300 и модуля переработки. В связи с этим, участие коллектива комбината во внедрении инновационных решений особенно важно. Это касается не только процессов переработки, но и аналитических методик, систем инженерного обеспечения технологии (включая инертные боксы и камеры), а также применения роботизированных средств».
Источники
Комментарии А.С. Холкиной
Научно-информационный портал «Поиск». Елена Понизовкина. Электрохимия: взгляд в будущее (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 Госкорпорации «Росатом» впервые произведено МОКС-топливо, содержащее минорную актинидную фракцию, для реактора БН-800
Официальная страница в социальной сети «ВКонтакте» принадлежит топливной компании «Росатом» — «ТВЭЛ»). Как расшифровывается название реактора БРЕСТ? (публикация от 21 июня 2023 г.)
«Вестник атомпрома». Ирина Дорохова. В минорной тональности
«Вестник атомпрома». Заключительная часть. Использование топлива для завершения ЯТЦ: теоретические основы и практический опыт
Годнауки.рф — официальный сайт, посвященный Году науки и технологий в России). Начато возведение уникального энергоблока, оснащенного реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300
Масштабное издание — Большая советская энциклопедия, состоящая из 30 томов. Вышло третье издание в период с 1969 по 1986 год). Ю.И. Корякин. Быстрый реактор (статьи доступны на сайте Вологодской областной универсальной научной библиотеки)
Масштабная советская энциклопедия, состоящая из 30 томов. Вышло третье издание в период с 1969 по 1986 год). П.Э. Немировский. Статьи, посвященные ядерным цепным реакциям, доступны 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. Как образуется ядерная энергия? Научные принципы, лежащие в основе ядерной энергетики
Онлайн-журнал об энергии и энергетике «Энергия+». Сергей Егоров. «Разрабатываемый ядерный реактор нового типа способен генерировать энергию для потребителей и создавать топливо для собственного функционирования»
Фотографии для обложки, главной страницы и иллюстраций: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
Материал создан при содействии Российской академии наук