Федеральная служба по экологическому, технологическому и
атомному надзору (Ростехнадзор) выдала лицензию Сибирскому
химическому комбинату (АО «СХК», подразделение Топливного
дивизиона Росатома в Северске Томской области) на
эксплуатацию ядерной установки модуля фабрикации/рефабрикации
плотного топлива. Под ядерными установками понимаются
промышленные объекты, где производятся, обрабатываются или
находятся в обращении радиоактивные или делящиеся материалы.
Модуль фабрикации/рефабрикации является частью
Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК), который
возводится на территории Сибирского химического комбината в
Северске в рамках стратегического проекта "Прорыв". ОДЭК
представляет собой кластер будущих ядерных технологий,
включающий три связанных объекта, уникальных для мира:
модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) смешанного
нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок с
инновационным реактором на быстрых нейтронах IV поколения
БРЕСТ-ОД-300 и модуль по переработке отработанного топлива.
Таким образом, впервые на одной площадке будут построены АЭС
с быстрым реактором и замкнутым ядерным топливным циклом.
25 марта 2024 года на
международном форуме АТОМЭКСПО-2024
в режиме телемоста с Северском был проведен тестовый запуск
линии карботермического синтеза на модуле по производству
инновационного ядерного топлива. Получение лицензии
Ростехнадзора позволит перейти к следующему этапу испытаний
оборудования и отработки технологических режимов. Текущие
условия действия лицензии позволят осуществить комплексное
тестирование оборудования всех производственных участков
полной цепочки изготовления тепловыделяющих сборок
БРЕСТ-ОД-300 с использованием обедненного урана.
Для
"быстрого" реактора БРЕСТ-ОД-300 в Росатоме было
разработано инновационное смешанное плотное нитридное
уран-плутониевое топливо (СНУП-топливо). В его основе лежат
два ключевых компонента: обедненный уран, являющийся
побочным продуктом обогащения урана для ядерных реакторов, и
плутоний, извлекаемый из отработанного ядерного топлива.
На данном этапе использование обедненного урана не представляет
никаких рисков с точки зрения ядерной и радиационной
безопасности, поскольку этот материал почти полностью
состоит из стабильного изотопа урана-238 с содержанием
урана-235 порядка 0,1% (в природном уране – 0,7%, в ядерном
топливе для "тепловых" реакторов АЭС – до 5%).
На следующем
этапе, после получения соответствующего разрешения
Ростехнадзора на обращение с плутонием, оборудование модуля
по производству можно будет использовать для производства
непосредственно СНУП-топлива для стандартной зоны реактора
БРЕСТ.
Для справки:
Производство и внедрение
СНУП-топлива позволят
значительно расширить ресурсную базу атомной энергетики,
использовать накопленные запасы обедненного урана,
перерабатывать отработанные ТВС для производства свежего
топлива вместо их хранения, а также резко сократить
образование ядерных отходов и их активность.
В отличие от классического ядерного топлива на основе
обогащенного диоксида урана, СНУП-топливо нельзя производить
с использованием стандартной технологии и оборудования.
Помимо нестандартных материалов топливной композиции,
ключевым фактором является также использование
радиоактивного плутония, извлекаемого из отработанного
ядерного топлива. Чтобы избежать высокой дозовой нагрузки на
персонал, производство уран-плутониевого топлива должно быть
высокоавтоматизированным, практически безлюдным. Для
производства СНУП-топлива на Опытно-демонстрационном
энергетическом комплексе будут задействованы четыре
технологические линии: линия карботермического синтеза
смешанных нитридов урана и плутония, линия изготовления
таблеток СНУП-топлива (причем производство таблеток будет
реализовано в два этапа), линия сборки тепловыделяющих
элементов (ТВЭЛов), а также линия производства комплектных
топливных кассет. В настоящее время проводится пуско-наладка
установленного оборудования на производственных линиях.
В рамках замкнутого ядерного топливного цикла,
реализованного на ОДЭК, отработанное топливо из реактора
БРЕСТ-ОД-300 после переработки будет направляться на
рефабрикацию (то есть на повторное изготовление свежего
топлива) – таким образом, эта система постепенно станет
практически автономной и не будет зависеть от внешних
поставок энергоресурсов, кроме обедненного урана из отвалов
обогатительных производств.
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах заключается в их
способности эффективно использовать вторичные продукты
топливного цикла (в частности, плутоний). Благодаря высокому
коэффициенту размножения быстрые реакторы могут производить
больше потенциального топлива, чем потребляют, а также
утилизировать с выработкой энергии высокоактивные
трансурановые элементы (актиниды).
Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет поддерживать свой основной
энергетический компонент – плутоний-239, воспроизводя его из
изотопа урана-238, которого в природной урановой руде
содержится более 99% (в настоящее время для производства
энергии в тепловых реакторах используется уран-235,
содержание которого в природе – около 0,7%).
Инновационные технологии Росатома основаны на
передовых достижениях отечественной атомной науки и
полностью соответствуют актуальной повестке ESG. Достижения
являются результатом работы тысяч высококвалифицированных
специалистов, работающих в интересах экономической
стабильности России. Прозрачное взаимодействие промышленных
предприятий с научными институтами способствует укреплению
технологического суверенитета страны и повышению
конкурентоспособности российской атомной промышленности.
