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.
Слева направо: ведущий научный сотрудник ИВТЭ УрО РАН Вадим Ковров, заместитель директора по новым технологиям ИВТЭ УрО РАН Анна Холкина, научный сотрудник ИВТЭ УрО РАН Алексей Шишкин.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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.
Исследование зонной перекристаллизации солей на уникальной установке ИВТЭ УрО РАН.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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.
Инертный гермомодуль в составе сварочно-экспериментального комплекса в условиях инертной атмосферы (передний план) и эксплуатационная линия спектрально-термических исследований в условиях инертной атмосферы (задний план).
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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.
Работа в перчаточном боксе по обращению с технологическими средами пиропередела.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
«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.
Исследования коррозионной стойкости материалов во фторидных расплавах в атмосфере инертного бокса.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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.
Специализированный спектрофотометр для измерения оптического поглощения высокотемпературных расплавов в условиях перчаточного бокса.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
«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».
Боксированная установка с контролем атмосферы для определения концентрации кислородосодержащих примесей в расплавах солей.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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».
Создание технологии пирохимической переработки облученного ядерного топлива. Исследование образца на электронном микроскопе.
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
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.
Перчаточный бокс по обращению с технологическими средами пиропередела. Подготовка технологических сред для транспортировки на площадку АО «СХК» и АО «ГНЦ НИИАР».
Фото: Надежда Высоцкая / ИВТЭ УрО РАН
«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
