Новый способ переработать облученное ядерное топливо изобрели в России

Ученые Топливного дивизиона и Проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» разработали инновационную технологию очистки и выделения ядерных материалов из облученного ядерного топлива (ОЯТ). Технология кристаллизационного аффинажа, в отличие от известных ранее экстракционных технологий очистки ядерных материалов, дает меньше вторичных отходов. Она повысит экологическую безопасность процесса переработки ОЯТ.

На практике в полном объеме технологию реализуют на Модуле переработки облученного уран-плутониевого СНУП-топлива в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который строится в Северске Томской области в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв».

Схема Модуля переработки ОДЭК предполагает, что участок кристаллизации будет завершать так называемую «аффинажную линейку», т.е. станет конечным технологическим переделом в цепочке очистки ядерных материалов, выделенных из облученного СНУП-топлива — урана, плутония и нептуния. Технология кристаллизационного аффинажа обеспечит высокий уровень безопасности при переработке ОЯТ. Технологический процесс позволит совместно очищать и выделять уран, плутоний и нептуний, исключая возможность выделения плутония как отдельного продукта. Таким образом, технология полностью соответствует режиму нераспространения ядерных материалов.

Пресс-служба ТВЭЛ

Производство и внедрение СНУП-топлива в России позволит многократно расширить ресурсную базу атомной энергетики. Страна сможет утилизировать накопленные запасы обедненного урана, перерабатывать облученные тепловыделяющие сборки для производства свежего топлива вместо хранения. При этом Россия сможет радикально сократить образование ядерных отходов и их активность.

ОДЭК — кластер ядерных технологий будущего, который включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире. Это:

модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) ядерного топлива;
энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения БРЕСТ-ОД-300. Этот реактор будет обеспечивать сам себя основным энергетическим компонентом – плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99%. Сейчас для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе – около 0,7%;
модуль по переработке облученного топлива. Материалы, выделенные из ОЯТ, после переработки будут направляться на рефабрикацию.

То есть, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с «быстрым» реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Со временем эта система станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.